Compendio de Proteccion radilogica
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
ING RICARDO A ANAYA MOSQUEDA
IacuteNDICE
INTRODUCCIOacuteN1
1 LIMITACIOacuteN DE DOSIS111 Efectos Bioloacutegicos de las radiaciones ionizantes
2 OBJETIVO DE LA PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA3
3 UNIDADES USADAS EN PROTECCIOacuteN RADIOLOGICA3
4 PEacuteRDIDA DE ENERGIacuteA DE LA RADIACIOacuteN (IONIZACIOacuteN)441 Radiacioacuten Alfa ()42 Radiacioacuten Beta ()43 Radiacioacuten Gamma ()
5 TIPOS DE IRRADIACIOacuteN651 Irradiacioacuten Externa52 Irradiacioacuten Interna
6 RADIACTIVIDAD NATURAL Y ARTIFICIAL761 Cadenas de decaimiento62 Radiactividad Natural63 Radiactividad Artificial
7 CLASIFICACIOacuteN DE FUENTES DE RADIACIOacuteN IONIZANTE871 Fuentes Radiactivas Selladas72 Fuentes Radiactivas Abiertas73 Otras Fuentes de Radiacioacuten Ionizante
8 ACTIVIDAD Y VIDA MEDIA RADIACTIVA1081 Actividad82 Vida Media Radiactiva 83 Actividad especiacutefica84 Actividad como funcioacuten de las vidas medias
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA1691 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma93 Rapidez de Exposicioacuten o de Dosis94 Factor de Calibracioacuten (fc)95 Ley del Inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
10CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)23101 A fuentes radiactivas de vida media grande102 A fuentes radiactivas de vida media corta
ii
11CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL27111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)113 Etapa 3 (Distancia Constante)114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
12BLINDAJES31121 Blindaje para alfas122 Blindaje para betas123 Bremsstrahlung124 Conceptos baacutesicos del blindaje gamma
1241 Caacutelculo de espesores1242 Capas hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
ANEXOS55TABLAS Y GRAFICAS
REFERENCIAS
iii
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
I N T R 0 D U C C I 0 N
El presente texto es una serie de notas cortas sobre el campo de la Proteccioacuten Radioloacutegica con las cuales el autor trata de despertar en el lector el intereacutes sobre las radiaciones ionizantes y la proteccioacuten contra los riesgos inherentes en la exposicioacuten a la misma asiacute como el caacutelculo de las dosis que de ellas se derivan al estar presentes y expuestos en campos de radiacioacuten
Del Capiacutetulo 1 al 6 se tratan aspectos generales de la Proteccioacuten Radioloacutegica los cuales se ejemplifican y aclaran con las tablas o figuras que se presentan del Capiacutetulo 7 al 13 se introducen los caacutelculos hasta llegar al caacutelculo de exposicioacuten en gammagrafia industrial no sin antes haber resuelto blindajes para las radiaciones de uso maacutes frecuente como las alfas betas gammas y neutrones En cada presentacioacuten de foacutermula se desarrollan ejemplos ilustrativos del uso de la misma y para practicar lo aprendido se incluyen ejercicios al final de cada ejemplo para que sean resueltos por el lector confirmando su resultado con el descrito en el capiacutetulo correspondiente En el desarrollo de las foacutermulas para llegar a su resultado se utiliza como herramienta el caacutelculo diferencial e integral sin embargo no es necesario (para aquellos que no lo requieran) aprenderse todo el desarrollo sino uacutenicamente el resultado final que debe de aprenderse utilizando sus diversas variantes
Con respecto a las unidades utilizadas se introducen las del Sistema Internacional (SI) y se pone entre pareacutentesis su equivalencia del sistema especial debido a que auacuten eacutestas son muy usadas ademaacutes normativa internacional establece que 1 Roumlentgen (R) es equivalente a 1 rem (10 mSv) lo cual no soacutelo simplifica los caacutelculos sino que al hacerlo de esta manera se estaacute del lado seguro al llegar a una dosis ligeramente mayor a la calculada por el meacutetodo tradicional Los temas aquiacute tratados seraacuten sin dudarlo para el lector un formulario praacutectico de solucioacuten a los problemas cotidianos que se les presentan al hacer uso de fuentes radiactivas Este Compendio se recomienda para personal que use manipule transporte etc material y fuentes de radiacioacuten ionizante
Seguro estoy que en este documento existen errores los cuales han sido involuntarios por lo que he de agradecer los comentarios y observaciones que se me hagan al respecto y en base a su criacutetica constructiva se corregiraacuten estos y se mejoraraacuten las ediciones posteriores
1 LIMITACIOacuteN DE DOSIS
11 Efectos Bioloacutegicos de las radiaciones ionizantes
La respuesta del cuerpo humano en su conjunto ante una determinada exposicioacuten a la radiacioacuten depende de los oacuterganos y tejidos irradiados de la magnitud que en cada uno alcance la zona irradiada y de la respuesta de dichos oacuterganos o tejidos Si la irradiacioacuten es local y circunscrita a una regioacuten pequentildea solamente seraacute afectado el tejido irradiado en tanto si la irradiacioacuten es a la totalidad del organismo o bien si las radiaciones actuacutean sobre tejidos u oacuterganos vitales el organismo en su conjunto seraacute el afectado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 1
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
En funcioacuten de los tejidos y ceacutelulas irradiadas los efectos bioloacutegicos debido a radiaciones ionizantes se clasifican en somaacuteticos y geneacuteticos Los primeros afectan solamente a las personas irradiadas mientras los segundos se manifiestan en los hijos de las personas irradiadas y en sus generaciones
En funcioacuten de la incidencia de las radiaciones en la produccioacuten de los efectos bioloacutegicos eacutestos se clasifican en estocaacutesticos y determiniacutesticos
Los efectos estocaacutesticos se caracterizan por que su probabilidad de ocurrencia y no su severidad es una funcioacuten de la dosis en un rango apreciable de la misma La propiedad de estos efectos bioloacutegicos son la carencia de dosis umbral y son siempre graves una vez producidos Todos los efectos hereditarios son estocaacutesticos y entre los somaacuteticos el principal es la carcinogeacutenesis
Los efectos determiniacutesticos se caracterizan porque su severidad depende de la dosis existiendo una dosis para cada efecto (dosis umbral) por debajo de la cual es probable que no se manifieste dicho efecto Se postula que uacutenicamente se manifiestan los dantildeos cuando la dosis recibida alcanza el valor umbral y su gravedad depende de la dosis recibida Entre estos efectos se encuentran la dermatitis las cataratas de los cristalinos deficiencias hematoloacutegicas la esterilidad temporal o permanente etc
EFECTOS CLINICOS DE DOSIS AGUDAS DE RADIACION IONIZANTE (CUERPO TOTAL)
R A N G O
Rango
Subcriacutetico
0-1 Sv (0-100
rem)
Rango Terapeacuteutico
1-10 Sv (100-1000 rem)
Rango Letal
Maacutes de 10 Sv (maacutes de 1000 rem)
1-2 Sv (100-200
rem)
2-6 Sv (200-600
rem)
6-10 Sv 10 a 50 Sv Maacutes de 50 Sv
Vigilancia Cliacutenica Terapia efectiva Terapia
promisoria
Terapia paliativa
Incidencia de
voacutemito
Ninguna 1 Sv 52 Sv 50
3 Sv 100 100 100
Manifestacioacuten --- 3 horas 2 horas 1 hora 30 minutos
Oacutergano afectado Ninguno Tejido hematopoyeacuteticoTracto
GastrointestinalSistema
Nerviosos Central
Signos caracteriacutesticos
Ninguno Leve reduccioacuten de leucocitos
Grave reduccioacuten de leucocitos Hemorragia Infeccioacuten depilacioacuten
con maacutes de 3 Sv
Diarrea Fiebre perturbacioacuten del
balance electroliacutetico
Convulsiones tremor letargia
Periacuteodo criacuteticoPost-exposicioacuten --- --- De 4 a 6 semanas De 5 a 14 diacuteas De 1 a 48 horas
Terapia AlentadoraAlentadora
vigilancia cliacutenicaTransfusioacuten de
sangre antibioacuteticos
Considere transplante
meacutedula oacutesea
Mantenimiento del balance electroliacutetico
Sedantes
Pronoacutestico Excelente Excelente Bueneo Reservado Sin esperanza
Convalecencia Ninguna Algunas
semanas
1 a 12 meses Larga ---
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 2
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Muertes
Muerte alos
Ninguna
---
Ninguna
---
0 a 80 (variable)
2 meses
95 a 100
2 semanas 2 diacuteas
Causa de la
muerte
--- --- Hemorragia infeccioacuten Colapso
circulatorio
Falta de respiracioacuten
derrame cerebral
2 OBJETIVO DE LA PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Con base en lo anterior se considera en las recomendaciones internacionales que el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es prevenir la ocurrencia de los efectos determiniacutesticos y reducir la incidencia de efectos estocaacutesticos hasta valores considerados aceptables dentro de las normas debido a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante
3 UNIDADES USADAS EN PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
En proteccioacuten radioloacutegica como en otras aacutereas de las ciencias desde hace algunos antildeos se ha estado tratando de homogeneizar las unidades que se utilizan para cuantificar un mismo paraacutemetro de medicioacuten en el caso que nos ocupa las unidades especiales de exposicioacuten o dosis tales como el Roumlentgen (R) rad o rem estaacuten siendo sustituidas en el Sistema Internacional (SI) por el CKg Gray (Gy) o Sievert (Sv) respectivamente En tanto para la actividad de una fuente radiactiva el Curie (Ci) estaacute siendo reemplazado por el Bequerel sin embargo para los liacutemites de dosis establecidos en la normativa internacional para el personal ocupacionalmente expuesto las unidades del SI son muy grandes y en sentido contrario las de la actividad Es por lo tanto importante para poder realizar este cambio el tener conocimiento en principio de los muacuteltiplos o factores de diez asiacute como de su simbologiacutea y significado A continuacioacuten se describen los prefijos maacutes comunes
PREFIJOSNombr
eValor Siacutembol
oNombr
eValor Siacutembol
odecicentimili
micronamopico
femtoatto
01 = 10-1
001 = 10-2
0001 = 10-3
0000001 = 10-6
0000000001 = 10-9
10-12
10-15
10-18
dcmμnpfa
DecaHectoKilo
MegaGigaTera
10 = 101
100 = 102
1000 = 103
1000000 = 106
1000000000 = 109
1000000000000 = 1012
DHKMGT
Se denominan prefijos porque ya sea el nombre su valor o siacutembolo siempre van antes del nombre o siacutembolo del paraacutemetro de medicioacuten Asiacute como desde nuestros antildeos en la educacioacuten primaria se nos ensentildeo a utilizar de manera adecuada las
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 3
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
unidades como el metro (m) Kilogramo (Kg) o Kiloacutemetros por hora (Kmh) en esta etapa de nuestra vida profesional requerimos conocer unidades para mejorar nuestro desempentildeo laboral como las que se utilizan en la proteccioacuten radioloacutegica de ellas existen dos tipos de unidades las especiales y las del SI sus equivalencias se describen a continuacioacuten en la siguiente tabla
Resumen de equivalencias entre Unidades Especiales () y del Sistema Internacional
Cantidad Nombre Siacutembolo UnidadesActividad Bequerel
(Curie)Bq(Ci)
dps o s-1
37 middot 1010 BqExposicioacuten Coulomb por
Kilogramo(Roumlentgen)
(R)CKg
258 middot 10-4 CKg
Dosis Absorbida
Gray(rad)
Gy(rad)
JKg10-2 Gy
Dosis Equivalente
Sievert(rem)
Sv(rem)
JKg10-2 Sv
Ejemplo 1
En base a las equivalencias de la tabla anterior calcular lo siguiente a) 1 MBq = iquest Ci b) 1 GBq = iquest Ci c) 1 TBq = iquest Ci d) 1 mSv = iquest mrem e) 10 μSv = iquest mrem
Solucioacuten
a) Si 1 Ci = 371010 Bq = 37104 106 Bq y 1 MBq = 1106 Bq 1 Ci = 37000 MBq
b) Si 1 Ci = 371010 Bq = 37101 109 Bq y 1 GBq = 1109 Bq 1 Ci = 37 GBq
c) Si 1 Ci = 371010 Bq = 3710-3 1012 Bq y 1 TBq = 11012 Bq 1 Ci = 37 mTBq
d) Si 1 Sv = 100 rem y 1 mSv = 110-3 Sv 1 mSv = 10010-3 rem Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 4
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1 mSv = 100 mrem
e) Si 1 Sv = 100 rem y 1 Sv = 110-6 Sv 1 Sv = 10010-6 rem 10 Sv = 1 mrem
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
4 PEacuteRDIDA DE ENERGIacuteA DE LA RADIACIOacuteN (IONIZACIOacuteN)
La ionizacioacuten en su concepcioacuten maacutes elemental es el proceso mediante el cual las radiaciones Alfa (α) Beta (β) yo fotones (Rayos X o γ) convierten a los aacutetomos eleacutectricamente neutros en iones al desprenderle de sus oacuterbitas a un electroacuten
41 Radiacioacuten Alfa ()
Las partiacuteculas alfa pierden energiacutea raacutepidamente en cualquier medio porque su ionizacioacuten especiacutefica es relativamente alta debido a que tienen doble carga positiva y una gran masa (4 nucleones) por lo que se pueden detener con materiales absorbedores muy delgados son por su estructura nuacutecleos de Helio
42 Radiacioacuten Beta ()
Los procesos por los cuales las partiacuteculas pierden energiacutea en absorbedores son similares al caso anterior pero su ionizacioacuten especiacutefica es menor Sin embargo se debe considerar un proceso por medio del cual se produce radiacioacuten electromagneacutetica llamado Bremsstrahlung o radiacioacuten de frenado
Una partiacutecula β tiene una masa muy pequentildea y una carga negativa cuyo valor es la mitad de la carga de una partiacutecula α de modo que para una energiacutea dada una partiacutecula β tendraacute una velocidad mucho mayor que una partiacutecula α Como resultante de eacutestos y otros factores la partiacutecula β tiene una ionizacioacuten especiacutefica maacutes baja lo que significa que su penetracioacuten en cualquier absorbedor seraacute mucho mayor que la de una partiacutecula α
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 6
AacuteTOMO ELEacuteCTRICAMENTE NEUTRO ANTES DE LA
INTERACCIOacuteN
IONIZACIOacuteN
RADIACIOacuteN
AacuteTOMO DESPUEacuteS DE LA INTERACCIOacuteN
RADIACIOacuteNELECTROacuteN LIBRE(ION NEGATIVO)
RESTO DEL AacuteTOMO(ION POSITIVO)
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
El espesor y la seleccioacuten de material para blindaje de la radiacioacuten beta depende de su capacidad para 1) detener las maacutes energeacuteticas y 2) evitar en lo posible el Bremsstrahlung Por lo tanto absorbedores con bajo nuacutemero atoacutemico como aluminio plaacutestico lucita o incluso vidrio son blindajes efectivos para partiacuteculas β En el presente trabajo se describiraacute a la β - como β y al positroacuten como β+
43 Radiacioacuten Gamma (γ)
Los rayos gamma al estar constituidos por ondas electromagneacuteticas no pierden energiacutea de manera continua al atravesar un medio como la pierden las partiacuteculas α oacute β Como resultado los rayos gamma son mucho maacutes penetrantes que la radiacioacuten α oacute β La radiacioacuten gamma se atenuacutea en la materia por los siguientes fenoacutemenos de interaccioacuten 1) el efecto fotoeleacutectrico 2) el efecto Compton y 3) produccioacuten de pares
Los materiales de densidad maacutes alta como U Th y W son los maacutes apropiados como blindaje para γ El uso de algunos de estos metales estaacute limitado por su alto costo y peso Por lo tanto se usan metales como Fe Pb Cr y Ni como blindajes para γ
5 TIPOS DE IRRADIACIOacuteN
51 Irradiacioacuten Externa
Se entiende por irradiacioacuten externa la que recibe el organismo desde fuentes exteriores al mismo El riesgo dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea e ionizacioacuten especiacutefica Es por ello que los rayos X gamma y los neutrones son los tipos de radiacioacuten que constituyen el riesgo maacutes comuacuten de irradiacioacuten externa La radiacioacuten alfa no se considera riesgosa porque es completamente absorbida por la capa muerta de la piel Las partiacuteculas beta pueden o no constituir peligro externo dependiendo de su energiacutea como son absorbidas por espesores relativamente pequentildeos de tejido la dosis que producen afectaraacute la piel y a los oacuterganos externos fundamentalmente pues la mayoriacutea de los emisores beta que se emplean comuacutenmente no producen partiacuteculas de muy alta energiacutea Los fotones X o gamma cuando tienen energiacutea suficiente penetran profundamente en el organismo irradiando cualquier oacutergano y por su uso tan ampliamente difundido requieren de atencioacuten Los neutrones se consideran el tipo de radiacioacuten maacutes peligroso tanto por ser los maacutes difiacuteciles de detectar como por su efecto sobre los tejidos ya que al interaccionar con los aacutetomos de hidroacutegeno producen protones cuyo elevado poder de ionizacioacuten causa un dantildeo grande y muy localizado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 7
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
IDEA APROXIMADA DEL PODER DE PENETRACIOacuteN DE LAS RADIACIONES NUCLEARES
52 Irradiacioacuten Interna
La irradiacioacuten interna se presenta cuando elementos radiactivos se han incorporado al organismo Los materiales radiactivos pueden ingresar al cuerpo por ingestioacuten por inhalacioacuten por absorcioacuten a traveacutes de la piel o bien por la sangre viacutea alguacuten corte o herida Nuevamente el dantildeo dependeraacute del tipo de material radiactivo incorporado su radiotoxicidad energiacutea vida media del radionuacuteclido permanencia en el organismo y el oacutergano en que se localice En este caso los emisores alfa y beta son los maacutes peligrosos debido a que por su elevada ionizacioacuten especiacutefica depositan toda o gran parte de su energiacutea en voluacutemenes reducidos de tejido produciendo un dantildeo maacutes severo que el ocasionado por radiaciones maacutes penetrantes como las gamma pues de eacutestas una porcioacuten importante puede salir del oacutergano o del cuerpo donde el material estaba depositado
6 RADIACTIVIDAD NATURAL Y ARTIFICIAL
61 Cadenas de decaimiento
La radiactividad es un fenoacutemeno que ocurre en los nuacutecleos excitados o inestables de ciertos aacutetomos que les obliga a cambiar es decir a transformarse en otro nuevo
Las cadenas de decaimiento sentildealan la transformacioacuten de un radioisoacutetopo padre a un isoacutetopo hijo el cual puede ser radiactivo o estable Como ejemplo de esto se mostraraacute a continuacioacuten la cadena de decaimiento del Cobalto-60 (60Co) y Cesio-137 (137CS)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 8
RADIACION
ALFA (
BETA ()
GAMMA ()
PAPEL MADERA CONCRETO
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest137Cs mdashmdashmdashmdashmdash137Baest
E n E n
11732 100 06617 8513325 100
En estas cadenas se observa que El 60Co cuando emite una partiacutecula β se transforma en Niacutequel-60 excitado (con exceso de energiacutea) y el cual para transformarse en Niquel-60 estable (Ni-est) emite dos rayos γ con una energiacutea (E) de 11732 y 13325 Megaelectronvolt (MeV) y una probabilidad de emisioacuten de rayos γ por cada desintegracioacuten (n) del 100 El proceso de transformacioacuten del Cs-137 a Bario-137 estable (Ba-137) es similar al del 60Co salvo que soacutelo emite un rayo γ de 06617 MeV con una probabilidad de emisioacuten del 85
62 Radiactividad Natural
El ser humano desde que nace y en toda su existencia se encuentra inmerso en una atmoacutesfera de radiaciones estas las recibe de los rayos coacutesmicos provenientes del espacio exterior como el sol y otras estrellas y de elementos radiactivos presentes en la corteza terrestre derivados principalmente del Uranio y Torio con pequentildeas cantidades de Potasio-40 y vestigios de Rubidio-87 Vanadio-50 Indio-115 y algunos maacutes
El Uranio y el Torio en sus cadenas de decaimiento producen el Radoacuten-222 el cual es un gas radiactivo que viaja con el aire que respiramos El Uranio se encuentra en toda la corteza terrestre en una concentracioacuten de dos a cuatro gramos por tonelada
Todas las rocas y consecuentemente todos los materiales de construccioacuten contienen Uranio Los vegetales para su ciclo vital requieren alimentarse de compuestos que toman del suelo y del aire entre estos compuestos se encuentran el agua y el bioacutexido de carbono que contienen entre otros Tritio y Carbono-14 respectivamente
El cuerpo humano en algunos de sus oacuterganos y principalmente en los huesos tiene pequentildeas cantidades de Potasio-40 y Rubidio-87 que son elementos radiactivos naturales y en el transcurso de su vida se le incorporan otros como los descritos en el paacuterrafo anterior debido a su cadena alimentaria
Con lo anteriormente descrito debe quedar claro que no existe la Dosis Cero de radiacioacuten para el ser humano ya que esta es irreal e imposible
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 9
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
63 Radiactividad Artificial
Es la radiacioacuten generada por el ser humano y que le sirve como satisfactor en algunas de sus necesidades principalmente para el suministro de energiacutea eleacutectrica a traveacutes de la fisioacuten del aacutetomo la cual se lleva a cabo en reactores nucleares No son sin embargo los reactores nucleares el uacutenico tipo de radiacioacuten utilizada por el ser humano ya que eacutesta desde su descubrimiento se ha empleado en equipos emisores de radiacioacuten y en el siglo pasado a partir de finales de la deacutecada de los 40s se aumentoacute el uso de fuentes radiactivas en las siguientes aacutereas a) en la industria Gammagrafiacutea trazadores radioisotoacutepicos neutrografiacutea irradiacioacuten masiva de frutas vegetales y hules etc b) en la medicina diagnoacutestico terapia radioinmunoanaacutelisisl vacunas etc- c) en el medio ambiente en estudios sobre insectos desechos industriales y urbanos formacioacuten de nubes humo y niebla (smog) etc inclusive y d) en los hogares las televisiones y los relojes con caraacutetula luminosa emiten un poco de radiaciones
Por lo hasta aquiacute descrito se ve que la radiacioacuten se encuentra en todas partes y proporciona grandes beneficios cuando es utilizada consecuentemente
7 CLASIFICACION DE FUENTES DE RADIACION IONIZANTE
Las fuentes de radiacioacuten ionizante se clasifican en
71 Fuentes Radiactivas SelladasSon aquellas en las que el material radiactivo estaacute contenido dentro de una envoltura hermeacutetica de suficiente resistencia mecaacutenica contra roturas o fracturas para impedir que se establezca contacto con el radionuacuteclido o que la sustancia radiactiva se disperse en las condiciones normales previsibles de utilizacioacuten y desgaste
72 Fuentes Radiactivas AbiertasUna fuente radiactiva abierta es aquella que no cumple los requisitos de las fuentes radiactivas selladas y que en las condiciones normales de uso pueden producir contaminacioacuten externa yo interna
Las fuentes selladas durante su uso normal soacutelo producen riesgos de irradiacioacuten externa mientras no pierda hermeticidad su envoltura en tanto una fuente abierta produciraacute riesgos de irradiacioacuten externa e interna si no se maneja adecuadamente pues la posibilidad de una contaminacioacuten y su posterior ingestioacuten o inhalacioacuten es mucho mayor
73 Otras Fuentes de Radiacioacuten Ionizante
Entre eacutestas se encuentran aquellas en las que es posible controlar en cierta medida el flujo radiactivo asiacute como la energiacutea de los fotones o
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 10
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
partiacuteculas tal es el caso de los diversos tipos de aceleradores de partiacuteculas reactores y tubos de rayos X en los que soacutelo existe el riesgo de irradiacioacuten externa por lo que se deberaacuten de tomar las precauciones adecuadas seguacuten el caso
8 ACTIVIDAD Y VIDA MEDIA RADIACTIVA
81 Actividad
Es el teacutermino radioloacutegico que nos indica el nuacutemero de desintegraciones que tiene un elemento radiactivo por unidad de tiempo su expresioacuten matemaacutetica es
(1)
Ahora bien supongamos que tenemos una muestra con N aacutetomos radiactivos y consideremos lo siguiente
λ Probabilidad de que cambien (constante de decaimiento)λ dt Probabilidad de que cambie un aacutetomo en el proacuteximo intervalo de
tiempoλ NdtProbabilidad de que cambien N aacutetomos en el tiempo A esta
expresioacuten se le conoce como diferencial de N (dN) por lo tanto
dN = - λ Ndt
El signo menos indica que van desapareciendo unos aacutetomos (isoacutetopo padre) para convertirse en otros (isoacutetopos hijos) Dividiendo eacutesta ecuacioacuten entre N e integrado entre sus liacutemites normales tenemos
aplicando la regla de los logaritmos y exponenciando se obtiene
por lo tanto(2)
Derivando (2) y tomando en consideracioacuten la ecuacioacuten (1)Resulta
(3)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 11
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Sustituyendo estas ecuaciones en (2) obtenemos
(4)
Esta ecuacioacuten nos indica que la actividad residual (A) de un elemento radiactivo es igual a su actividad original (Ao) siguiendo una exponencial negativa
82 Vida Media Radiactiva
Si quisieacuteramos saber en que tiempo un elemento radiactivo tiene la mitad de su actividad original consideremos
por lo que
Sustituyendo estos valores en (4) tenemos
Obteniendo logaritmos naturales
A esta uacuteltima foacutermula se le conoce como Vida Media y su significado es el tiempo requerido para que el nuacutemero de aacutetomos radiactivos se transformen o decaigan a la mitad de su valor original
La actividad de una fuente radiactiva se mide en desintegraciones por segundo (s-1) unidad conocida como Bequerel (Bq) Tambieacuten hay una unidad especial conocida como Curie (Ci) la equivalencia entre una y otra es
1 Ci = 37middot1010 Bq = 37 GBq
Las unidades para la constante de decaimiento son las del inverso del tiempo por lo tanto si la Vida Media de un determinado radioisoacutetopo estaacute en unidades de segundos (s) minutos (min) horas (h) diacuteas (d) o antildeos (a) las unidades de la constante de decaimiento seraacuten s-1 min-1 h-1 d-1 a-1
respectivamente
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 12
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Ejemplo 2
iquestCuaacutel es el valor de la constante de decaimiento (λ) para los siguientes radioisoacutetopos Nitroacutegeno-16 Bario-137m Tecnecio-99m Iodo-131 Cobalto-60 y Cesio-137
Datos- Obteniendo las vidas medias de la Tabla IV y la foacutermula para el caacutelculo de la vida media (Tfrac12) despejando a λ obtenemos lo siguiente
Para Nitroacutegeno-16 Tfrac12 = 72 s Para Bario-137m Tfrac12 = 2552 min
Para Tecnecio-99m Tfrac12 = 602 h Para Iodo-131 Tfrac12 = 804 d
Para Cobalto-60 Tfrac12 = 5271 a Para Cesio-137 Tfrac12 = 30 a
Ejemplo 3
El diacutea de hoy se ha recibido un paquete con las siguientes fuentes radiactivas Azufre-35 Berilio-7 Cromo-51 e Iridio-192 de las cuales las dos primeras traen un certificado indicando una actividad de 370 GBq (10 Ci) cada una en la fecha de embarque las dos uacuteltimas no traiacutean certificado pero se les ha determinado una actividad de 337 y 460 GBq (911 y 1244 Ci) respectivamente si el paquete se embarcoacute hace 20 diacuteas iquestCuaacutel seraacute la actividad actual (A) de las dos primeras fuentes y cuaacutel era la actividad inicial (Ao) de las dos uacuteltimas al momento del embarque
Datos- De la Tabla IV obtenemos su respectiva vida media y utilizando la foacutermula para la actividad (4) resulta
Para Azufre-35 Tfrac12 = 8744 d
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 13
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Para Berilio-7 Tfrac12 = 5344 d
Para resolver la segunda parte del problema esto es conocer la actividad inicial (A0) de las fuentes radiactivas restantes de la ecuacioacuten (3) despejamos eacuteste termino quedando
Por lo tanto para Cromo-51 Tfrac12 = 27704 d
y para Iridio-192 Tfrac12 = 7402 d
Con los ejemplos descritos se ve como influye la constante de decaimiento (λ) o vida media (Tfrac12) en la actividad de un radioisoacutetopo
Ejercicio 1
a) De los radioisoacutetopos descritos en el Ejemplo 1 obtenga la constante de decaimiento λ en h-1 para cada uno de ellos
b) Encuentre la actividad de Ca-45 y Cf-252 si ambos (cu) teniacutean una actividad de 740 GBq (20 Ci) hace un antildeo
83 Actividad especiacutefica
Es la actividad total de un determinado radionuacuteclido por gramo de la ecuacioacuten (3) se obtiene esta cantidad para cualquier elemento radiactivo mediante lo siguiente
pero por la Ley de Avogadro
donde N es el nuacutemero de aacutetomos por unidad de masa m es la masa del elemento radiactivo en gramos (en este caso igual a uno) NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 aacutetomosg) y A es el nuacutemero maacutesico del elemento por lo que la uacuteltima ecuacioacuten resultaraacute de la siguiente manera
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Esta ecuacioacuten es vaacutelida siempre y cuando la vida media esteacute expresada en segundos
Ejemplo 4
Calcular la actividad especiacutefica del Cobalto-60 sabiendo por los datos descritos en la Tabla IV que Tfrac12 = 5271 antildeos y A = 60
Tfrac12 = 5271 antildeos = 5271 36525 24 3600 s = 16634 106 s Sustituyendo valores en la ecuacioacuten de la actividad especiacutefica resulta
Ejercicio 2
Calcule la actividad especiacutefica del Iridio-192 (Ir-192) y del Cesio-137 (Cs-137) y compare su resultado con el descrito en la Tabla IV para dichos radioisoacutetopos
84 Actividad como funcioacuten de las vidas medias
Otra manera de calcular la actividad de un radioisoacutetopo es mediante lo siguiente
De y (5)
Si t Tfrac12 representa en realidad el nuacutemero de t veces Tfrac12 esto es
(6)
entonces en esta uacuteltima relacioacuten n representa el nuacutemero de vidas medias (Tfrac12) transcurridas en el tiempo t
Sustituyendo el valor de (6) en (5) y aplicando las reglas de los logaritmos obtenemos
Sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten de la actividad da por resultado
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pero
Ejemplo 5
Se tienen varias fuentes radiactivas de las cuales se tienen las siguientes preguntas y datos
a) iquestCuaacutel es la actividad actual de una fuente de I-131 cuya actividad inicial (A0) era de 185 GBq (5 Ci) y han transcurrido 6 vidas medias desde su recibo
b) Una fuente de Co-60 es usada en teleterapia con una actividad inicial de 37 TBq (1000 Ci) iquestqueacute actividad tendraacute si han transcurrido 25 vidas medias
c) Una fuente de Ir-192 de 333 TBq (90 Ci) despueacutes de 100 diacuteas de decaimiento iquestqueacute actividad tendraacute
d) Una fuente de Na-24 de 185 GBq (500 mCi) despueacutes de 25 diacuteas de decaimiento iquestcuaacutel seraacute su actividad
Soluciones
Para a)
Para b)
Para c) Tfrac12 = 7402 d n = 100 d7402 d = 135
Para d) Tfrac12 = 15 h y t = 25 d = 25 24 h = 60 h n = 60 h15 h = 4
Ejercicio 3
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Una fuente radiactiva tiene una actividad de 222 TBq (60 Ci) iquestCuaacutel seraacute su actividad despueacutes de a) 1 b) 1585 c) 3 d) 5 y e) 7 vidas medias transcurridas
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA
91 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica
Como se sabe el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es proteger a los individuos y sus descendientes a la poblacioacuten y al medio ambiente limitando y previniendo hasta niveles aceptables los efectos que pudieran resultar de la exposicioacuten a la radiacioacuten debida a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante Para limitar y reducir la exposicioacuten a la radiacioacuten a un miacutenimo posible se deben de considerar principalmente tres factores que determinan la exposicioacuten total que la persona recibe en un campo de radiacioacuten Estos son
1 Distancia de la fuente al punto de intereacutes2 Tiempo de permanencia en el campo de radiacioacuten del punto de intereacutes3 Blindaje presente (cantidad de material y tipo) entre la fuente y el punto
de intereacutes
Se menciona el teacutermino punto de intereacutes ya que todos los desarrollos que se presentan enseguida se basan exclusivamente en la elaboracioacuten de los caacutelculos para un punto de intereacutes fijo y una fuente isotroacutepica puntual ya que los caacutelculos cuando el punto de intereacutes es moacutevil se desarrollan en el capiacutetulo 13 ldquoCaacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrialrdquo
(7)
Para determinar cualquiera de los factores anteriores es necesario establecer una relacioacuten que cuantifique la magnitud de la exposicioacuten que se estaacute recibiendo en un determinado campo de radiacioacuten a esta relacioacuten se le conoce como Rapidez de Exposicioacuten y su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
donde
A = actividad de la fuente radiactiva en Mega Bequerel (MBq) al momento de la exposicioacutenΓ = constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma esto es la rapidez de dosis a 1 metro de una fuente con 1 MBq de actividad
La actividad ya fue descrita en capiacutetulos anteriores mientras que el caacutelculo de Γ se describe enseguida
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92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma ()
La rapidez de Exposicioacuten es un paraacutemetro que indica como influye la distancia en un campo de radiacioacuten se desarrolla a partir de la Γ para una fuente puntual y un haz de radiacioacuten monoenergeacutetico y unidireccional Esta es una cantidad uacutetil en aplicaciones de la proteccioacuten radioloacutegica y es el segundo factor de importancia en el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis ya que el primero es la actividad de la fuente radiactiva
La informacioacuten que a continuacioacuten se presenta es la actualizada y fue desarrollada a partir de estudios previos La tendraacute en este texto las unidades de la rapidez de dosis equivalente del Sistema Internacional esto es mSvh para una fuente unitaria de 1 MBq a una distancia de un metro Estas unidades sustituyen a las unidades especiales usadas anteriores utilizando las siguientes conversiones
1 mCi = 37 MBq y 1 Sv = 100 rem
Otra diferencia respecto de las anteriores unidades es que la transformacioacuten de rapidez de dosis a densidad de flujo de rayos gamma fue desarrollada primeramente mediante la ecuacioacuten
(8)
Donde la energiacutea estaacute dada en MeV y los valores de los coeficientes A B C y F se describen en la Tabla I para cada grupo de energiacutea Con esos valores la queda de la siguiente manera
(9)
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por unidad de densidad de flujo ecuacioacuten (8)
El caacutelculo de la se debe de realizar para cada energiacutea gamma cuando se realizan caacutelculos de blindajes sin embargo cuando soacutelo se requiere calcular la rapidez de dosis a la que se expone una persona o la dosis equivalente que recibe lo praacutectico es usar el valor de la constante gamma del radionuacuteclido descrito en tablas
Ejemplo 6
Calcular la constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () de los siguientes radionuacuteclidos a) Cs-137 y b) Co-60
a) Datos para Cs-137 E = 066165 MeV S = 852
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Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 52
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 53
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 54
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 56
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 57
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 59
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 60
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 61
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 63
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
IacuteNDICE
INTRODUCCIOacuteN1
1 LIMITACIOacuteN DE DOSIS111 Efectos Bioloacutegicos de las radiaciones ionizantes
2 OBJETIVO DE LA PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA3
3 UNIDADES USADAS EN PROTECCIOacuteN RADIOLOGICA3
4 PEacuteRDIDA DE ENERGIacuteA DE LA RADIACIOacuteN (IONIZACIOacuteN)441 Radiacioacuten Alfa ()42 Radiacioacuten Beta ()43 Radiacioacuten Gamma ()
5 TIPOS DE IRRADIACIOacuteN651 Irradiacioacuten Externa52 Irradiacioacuten Interna
6 RADIACTIVIDAD NATURAL Y ARTIFICIAL761 Cadenas de decaimiento62 Radiactividad Natural63 Radiactividad Artificial
7 CLASIFICACIOacuteN DE FUENTES DE RADIACIOacuteN IONIZANTE871 Fuentes Radiactivas Selladas72 Fuentes Radiactivas Abiertas73 Otras Fuentes de Radiacioacuten Ionizante
8 ACTIVIDAD Y VIDA MEDIA RADIACTIVA1081 Actividad82 Vida Media Radiactiva 83 Actividad especiacutefica84 Actividad como funcioacuten de las vidas medias
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA1691 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma93 Rapidez de Exposicioacuten o de Dosis94 Factor de Calibracioacuten (fc)95 Ley del Inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
10CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)23101 A fuentes radiactivas de vida media grande102 A fuentes radiactivas de vida media corta
ii
11CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL27111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)113 Etapa 3 (Distancia Constante)114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
12BLINDAJES31121 Blindaje para alfas122 Blindaje para betas123 Bremsstrahlung124 Conceptos baacutesicos del blindaje gamma
1241 Caacutelculo de espesores1242 Capas hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
ANEXOS55TABLAS Y GRAFICAS
REFERENCIAS
iii
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
I N T R 0 D U C C I 0 N
El presente texto es una serie de notas cortas sobre el campo de la Proteccioacuten Radioloacutegica con las cuales el autor trata de despertar en el lector el intereacutes sobre las radiaciones ionizantes y la proteccioacuten contra los riesgos inherentes en la exposicioacuten a la misma asiacute como el caacutelculo de las dosis que de ellas se derivan al estar presentes y expuestos en campos de radiacioacuten
Del Capiacutetulo 1 al 6 se tratan aspectos generales de la Proteccioacuten Radioloacutegica los cuales se ejemplifican y aclaran con las tablas o figuras que se presentan del Capiacutetulo 7 al 13 se introducen los caacutelculos hasta llegar al caacutelculo de exposicioacuten en gammagrafia industrial no sin antes haber resuelto blindajes para las radiaciones de uso maacutes frecuente como las alfas betas gammas y neutrones En cada presentacioacuten de foacutermula se desarrollan ejemplos ilustrativos del uso de la misma y para practicar lo aprendido se incluyen ejercicios al final de cada ejemplo para que sean resueltos por el lector confirmando su resultado con el descrito en el capiacutetulo correspondiente En el desarrollo de las foacutermulas para llegar a su resultado se utiliza como herramienta el caacutelculo diferencial e integral sin embargo no es necesario (para aquellos que no lo requieran) aprenderse todo el desarrollo sino uacutenicamente el resultado final que debe de aprenderse utilizando sus diversas variantes
Con respecto a las unidades utilizadas se introducen las del Sistema Internacional (SI) y se pone entre pareacutentesis su equivalencia del sistema especial debido a que auacuten eacutestas son muy usadas ademaacutes normativa internacional establece que 1 Roumlentgen (R) es equivalente a 1 rem (10 mSv) lo cual no soacutelo simplifica los caacutelculos sino que al hacerlo de esta manera se estaacute del lado seguro al llegar a una dosis ligeramente mayor a la calculada por el meacutetodo tradicional Los temas aquiacute tratados seraacuten sin dudarlo para el lector un formulario praacutectico de solucioacuten a los problemas cotidianos que se les presentan al hacer uso de fuentes radiactivas Este Compendio se recomienda para personal que use manipule transporte etc material y fuentes de radiacioacuten ionizante
Seguro estoy que en este documento existen errores los cuales han sido involuntarios por lo que he de agradecer los comentarios y observaciones que se me hagan al respecto y en base a su criacutetica constructiva se corregiraacuten estos y se mejoraraacuten las ediciones posteriores
1 LIMITACIOacuteN DE DOSIS
11 Efectos Bioloacutegicos de las radiaciones ionizantes
La respuesta del cuerpo humano en su conjunto ante una determinada exposicioacuten a la radiacioacuten depende de los oacuterganos y tejidos irradiados de la magnitud que en cada uno alcance la zona irradiada y de la respuesta de dichos oacuterganos o tejidos Si la irradiacioacuten es local y circunscrita a una regioacuten pequentildea solamente seraacute afectado el tejido irradiado en tanto si la irradiacioacuten es a la totalidad del organismo o bien si las radiaciones actuacutean sobre tejidos u oacuterganos vitales el organismo en su conjunto seraacute el afectado
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En funcioacuten de los tejidos y ceacutelulas irradiadas los efectos bioloacutegicos debido a radiaciones ionizantes se clasifican en somaacuteticos y geneacuteticos Los primeros afectan solamente a las personas irradiadas mientras los segundos se manifiestan en los hijos de las personas irradiadas y en sus generaciones
En funcioacuten de la incidencia de las radiaciones en la produccioacuten de los efectos bioloacutegicos eacutestos se clasifican en estocaacutesticos y determiniacutesticos
Los efectos estocaacutesticos se caracterizan por que su probabilidad de ocurrencia y no su severidad es una funcioacuten de la dosis en un rango apreciable de la misma La propiedad de estos efectos bioloacutegicos son la carencia de dosis umbral y son siempre graves una vez producidos Todos los efectos hereditarios son estocaacutesticos y entre los somaacuteticos el principal es la carcinogeacutenesis
Los efectos determiniacutesticos se caracterizan porque su severidad depende de la dosis existiendo una dosis para cada efecto (dosis umbral) por debajo de la cual es probable que no se manifieste dicho efecto Se postula que uacutenicamente se manifiestan los dantildeos cuando la dosis recibida alcanza el valor umbral y su gravedad depende de la dosis recibida Entre estos efectos se encuentran la dermatitis las cataratas de los cristalinos deficiencias hematoloacutegicas la esterilidad temporal o permanente etc
EFECTOS CLINICOS DE DOSIS AGUDAS DE RADIACION IONIZANTE (CUERPO TOTAL)
R A N G O
Rango
Subcriacutetico
0-1 Sv (0-100
rem)
Rango Terapeacuteutico
1-10 Sv (100-1000 rem)
Rango Letal
Maacutes de 10 Sv (maacutes de 1000 rem)
1-2 Sv (100-200
rem)
2-6 Sv (200-600
rem)
6-10 Sv 10 a 50 Sv Maacutes de 50 Sv
Vigilancia Cliacutenica Terapia efectiva Terapia
promisoria
Terapia paliativa
Incidencia de
voacutemito
Ninguna 1 Sv 52 Sv 50
3 Sv 100 100 100
Manifestacioacuten --- 3 horas 2 horas 1 hora 30 minutos
Oacutergano afectado Ninguno Tejido hematopoyeacuteticoTracto
GastrointestinalSistema
Nerviosos Central
Signos caracteriacutesticos
Ninguno Leve reduccioacuten de leucocitos
Grave reduccioacuten de leucocitos Hemorragia Infeccioacuten depilacioacuten
con maacutes de 3 Sv
Diarrea Fiebre perturbacioacuten del
balance electroliacutetico
Convulsiones tremor letargia
Periacuteodo criacuteticoPost-exposicioacuten --- --- De 4 a 6 semanas De 5 a 14 diacuteas De 1 a 48 horas
Terapia AlentadoraAlentadora
vigilancia cliacutenicaTransfusioacuten de
sangre antibioacuteticos
Considere transplante
meacutedula oacutesea
Mantenimiento del balance electroliacutetico
Sedantes
Pronoacutestico Excelente Excelente Bueneo Reservado Sin esperanza
Convalecencia Ninguna Algunas
semanas
1 a 12 meses Larga ---
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Muertes
Muerte alos
Ninguna
---
Ninguna
---
0 a 80 (variable)
2 meses
95 a 100
2 semanas 2 diacuteas
Causa de la
muerte
--- --- Hemorragia infeccioacuten Colapso
circulatorio
Falta de respiracioacuten
derrame cerebral
2 OBJETIVO DE LA PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Con base en lo anterior se considera en las recomendaciones internacionales que el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es prevenir la ocurrencia de los efectos determiniacutesticos y reducir la incidencia de efectos estocaacutesticos hasta valores considerados aceptables dentro de las normas debido a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante
3 UNIDADES USADAS EN PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
En proteccioacuten radioloacutegica como en otras aacutereas de las ciencias desde hace algunos antildeos se ha estado tratando de homogeneizar las unidades que se utilizan para cuantificar un mismo paraacutemetro de medicioacuten en el caso que nos ocupa las unidades especiales de exposicioacuten o dosis tales como el Roumlentgen (R) rad o rem estaacuten siendo sustituidas en el Sistema Internacional (SI) por el CKg Gray (Gy) o Sievert (Sv) respectivamente En tanto para la actividad de una fuente radiactiva el Curie (Ci) estaacute siendo reemplazado por el Bequerel sin embargo para los liacutemites de dosis establecidos en la normativa internacional para el personal ocupacionalmente expuesto las unidades del SI son muy grandes y en sentido contrario las de la actividad Es por lo tanto importante para poder realizar este cambio el tener conocimiento en principio de los muacuteltiplos o factores de diez asiacute como de su simbologiacutea y significado A continuacioacuten se describen los prefijos maacutes comunes
PREFIJOSNombr
eValor Siacutembol
oNombr
eValor Siacutembol
odecicentimili
micronamopico
femtoatto
01 = 10-1
001 = 10-2
0001 = 10-3
0000001 = 10-6
0000000001 = 10-9
10-12
10-15
10-18
dcmμnpfa
DecaHectoKilo
MegaGigaTera
10 = 101
100 = 102
1000 = 103
1000000 = 106
1000000000 = 109
1000000000000 = 1012
DHKMGT
Se denominan prefijos porque ya sea el nombre su valor o siacutembolo siempre van antes del nombre o siacutembolo del paraacutemetro de medicioacuten Asiacute como desde nuestros antildeos en la educacioacuten primaria se nos ensentildeo a utilizar de manera adecuada las
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unidades como el metro (m) Kilogramo (Kg) o Kiloacutemetros por hora (Kmh) en esta etapa de nuestra vida profesional requerimos conocer unidades para mejorar nuestro desempentildeo laboral como las que se utilizan en la proteccioacuten radioloacutegica de ellas existen dos tipos de unidades las especiales y las del SI sus equivalencias se describen a continuacioacuten en la siguiente tabla
Resumen de equivalencias entre Unidades Especiales () y del Sistema Internacional
Cantidad Nombre Siacutembolo UnidadesActividad Bequerel
(Curie)Bq(Ci)
dps o s-1
37 middot 1010 BqExposicioacuten Coulomb por
Kilogramo(Roumlentgen)
(R)CKg
258 middot 10-4 CKg
Dosis Absorbida
Gray(rad)
Gy(rad)
JKg10-2 Gy
Dosis Equivalente
Sievert(rem)
Sv(rem)
JKg10-2 Sv
Ejemplo 1
En base a las equivalencias de la tabla anterior calcular lo siguiente a) 1 MBq = iquest Ci b) 1 GBq = iquest Ci c) 1 TBq = iquest Ci d) 1 mSv = iquest mrem e) 10 μSv = iquest mrem
Solucioacuten
a) Si 1 Ci = 371010 Bq = 37104 106 Bq y 1 MBq = 1106 Bq 1 Ci = 37000 MBq
b) Si 1 Ci = 371010 Bq = 37101 109 Bq y 1 GBq = 1109 Bq 1 Ci = 37 GBq
c) Si 1 Ci = 371010 Bq = 3710-3 1012 Bq y 1 TBq = 11012 Bq 1 Ci = 37 mTBq
d) Si 1 Sv = 100 rem y 1 mSv = 110-3 Sv 1 mSv = 10010-3 rem Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 4
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1 mSv = 100 mrem
e) Si 1 Sv = 100 rem y 1 Sv = 110-6 Sv 1 Sv = 10010-6 rem 10 Sv = 1 mrem
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4 PEacuteRDIDA DE ENERGIacuteA DE LA RADIACIOacuteN (IONIZACIOacuteN)
La ionizacioacuten en su concepcioacuten maacutes elemental es el proceso mediante el cual las radiaciones Alfa (α) Beta (β) yo fotones (Rayos X o γ) convierten a los aacutetomos eleacutectricamente neutros en iones al desprenderle de sus oacuterbitas a un electroacuten
41 Radiacioacuten Alfa ()
Las partiacuteculas alfa pierden energiacutea raacutepidamente en cualquier medio porque su ionizacioacuten especiacutefica es relativamente alta debido a que tienen doble carga positiva y una gran masa (4 nucleones) por lo que se pueden detener con materiales absorbedores muy delgados son por su estructura nuacutecleos de Helio
42 Radiacioacuten Beta ()
Los procesos por los cuales las partiacuteculas pierden energiacutea en absorbedores son similares al caso anterior pero su ionizacioacuten especiacutefica es menor Sin embargo se debe considerar un proceso por medio del cual se produce radiacioacuten electromagneacutetica llamado Bremsstrahlung o radiacioacuten de frenado
Una partiacutecula β tiene una masa muy pequentildea y una carga negativa cuyo valor es la mitad de la carga de una partiacutecula α de modo que para una energiacutea dada una partiacutecula β tendraacute una velocidad mucho mayor que una partiacutecula α Como resultante de eacutestos y otros factores la partiacutecula β tiene una ionizacioacuten especiacutefica maacutes baja lo que significa que su penetracioacuten en cualquier absorbedor seraacute mucho mayor que la de una partiacutecula α
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AacuteTOMO ELEacuteCTRICAMENTE NEUTRO ANTES DE LA
INTERACCIOacuteN
IONIZACIOacuteN
RADIACIOacuteN
AacuteTOMO DESPUEacuteS DE LA INTERACCIOacuteN
RADIACIOacuteNELECTROacuteN LIBRE(ION NEGATIVO)
RESTO DEL AacuteTOMO(ION POSITIVO)
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El espesor y la seleccioacuten de material para blindaje de la radiacioacuten beta depende de su capacidad para 1) detener las maacutes energeacuteticas y 2) evitar en lo posible el Bremsstrahlung Por lo tanto absorbedores con bajo nuacutemero atoacutemico como aluminio plaacutestico lucita o incluso vidrio son blindajes efectivos para partiacuteculas β En el presente trabajo se describiraacute a la β - como β y al positroacuten como β+
43 Radiacioacuten Gamma (γ)
Los rayos gamma al estar constituidos por ondas electromagneacuteticas no pierden energiacutea de manera continua al atravesar un medio como la pierden las partiacuteculas α oacute β Como resultado los rayos gamma son mucho maacutes penetrantes que la radiacioacuten α oacute β La radiacioacuten gamma se atenuacutea en la materia por los siguientes fenoacutemenos de interaccioacuten 1) el efecto fotoeleacutectrico 2) el efecto Compton y 3) produccioacuten de pares
Los materiales de densidad maacutes alta como U Th y W son los maacutes apropiados como blindaje para γ El uso de algunos de estos metales estaacute limitado por su alto costo y peso Por lo tanto se usan metales como Fe Pb Cr y Ni como blindajes para γ
5 TIPOS DE IRRADIACIOacuteN
51 Irradiacioacuten Externa
Se entiende por irradiacioacuten externa la que recibe el organismo desde fuentes exteriores al mismo El riesgo dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea e ionizacioacuten especiacutefica Es por ello que los rayos X gamma y los neutrones son los tipos de radiacioacuten que constituyen el riesgo maacutes comuacuten de irradiacioacuten externa La radiacioacuten alfa no se considera riesgosa porque es completamente absorbida por la capa muerta de la piel Las partiacuteculas beta pueden o no constituir peligro externo dependiendo de su energiacutea como son absorbidas por espesores relativamente pequentildeos de tejido la dosis que producen afectaraacute la piel y a los oacuterganos externos fundamentalmente pues la mayoriacutea de los emisores beta que se emplean comuacutenmente no producen partiacuteculas de muy alta energiacutea Los fotones X o gamma cuando tienen energiacutea suficiente penetran profundamente en el organismo irradiando cualquier oacutergano y por su uso tan ampliamente difundido requieren de atencioacuten Los neutrones se consideran el tipo de radiacioacuten maacutes peligroso tanto por ser los maacutes difiacuteciles de detectar como por su efecto sobre los tejidos ya que al interaccionar con los aacutetomos de hidroacutegeno producen protones cuyo elevado poder de ionizacioacuten causa un dantildeo grande y muy localizado
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IDEA APROXIMADA DEL PODER DE PENETRACIOacuteN DE LAS RADIACIONES NUCLEARES
52 Irradiacioacuten Interna
La irradiacioacuten interna se presenta cuando elementos radiactivos se han incorporado al organismo Los materiales radiactivos pueden ingresar al cuerpo por ingestioacuten por inhalacioacuten por absorcioacuten a traveacutes de la piel o bien por la sangre viacutea alguacuten corte o herida Nuevamente el dantildeo dependeraacute del tipo de material radiactivo incorporado su radiotoxicidad energiacutea vida media del radionuacuteclido permanencia en el organismo y el oacutergano en que se localice En este caso los emisores alfa y beta son los maacutes peligrosos debido a que por su elevada ionizacioacuten especiacutefica depositan toda o gran parte de su energiacutea en voluacutemenes reducidos de tejido produciendo un dantildeo maacutes severo que el ocasionado por radiaciones maacutes penetrantes como las gamma pues de eacutestas una porcioacuten importante puede salir del oacutergano o del cuerpo donde el material estaba depositado
6 RADIACTIVIDAD NATURAL Y ARTIFICIAL
61 Cadenas de decaimiento
La radiactividad es un fenoacutemeno que ocurre en los nuacutecleos excitados o inestables de ciertos aacutetomos que les obliga a cambiar es decir a transformarse en otro nuevo
Las cadenas de decaimiento sentildealan la transformacioacuten de un radioisoacutetopo padre a un isoacutetopo hijo el cual puede ser radiactivo o estable Como ejemplo de esto se mostraraacute a continuacioacuten la cadena de decaimiento del Cobalto-60 (60Co) y Cesio-137 (137CS)
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RADIACION
ALFA (
BETA ()
GAMMA ()
PAPEL MADERA CONCRETO
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60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest137Cs mdashmdashmdashmdashmdash137Baest
E n E n
11732 100 06617 8513325 100
En estas cadenas se observa que El 60Co cuando emite una partiacutecula β se transforma en Niacutequel-60 excitado (con exceso de energiacutea) y el cual para transformarse en Niquel-60 estable (Ni-est) emite dos rayos γ con una energiacutea (E) de 11732 y 13325 Megaelectronvolt (MeV) y una probabilidad de emisioacuten de rayos γ por cada desintegracioacuten (n) del 100 El proceso de transformacioacuten del Cs-137 a Bario-137 estable (Ba-137) es similar al del 60Co salvo que soacutelo emite un rayo γ de 06617 MeV con una probabilidad de emisioacuten del 85
62 Radiactividad Natural
El ser humano desde que nace y en toda su existencia se encuentra inmerso en una atmoacutesfera de radiaciones estas las recibe de los rayos coacutesmicos provenientes del espacio exterior como el sol y otras estrellas y de elementos radiactivos presentes en la corteza terrestre derivados principalmente del Uranio y Torio con pequentildeas cantidades de Potasio-40 y vestigios de Rubidio-87 Vanadio-50 Indio-115 y algunos maacutes
El Uranio y el Torio en sus cadenas de decaimiento producen el Radoacuten-222 el cual es un gas radiactivo que viaja con el aire que respiramos El Uranio se encuentra en toda la corteza terrestre en una concentracioacuten de dos a cuatro gramos por tonelada
Todas las rocas y consecuentemente todos los materiales de construccioacuten contienen Uranio Los vegetales para su ciclo vital requieren alimentarse de compuestos que toman del suelo y del aire entre estos compuestos se encuentran el agua y el bioacutexido de carbono que contienen entre otros Tritio y Carbono-14 respectivamente
El cuerpo humano en algunos de sus oacuterganos y principalmente en los huesos tiene pequentildeas cantidades de Potasio-40 y Rubidio-87 que son elementos radiactivos naturales y en el transcurso de su vida se le incorporan otros como los descritos en el paacuterrafo anterior debido a su cadena alimentaria
Con lo anteriormente descrito debe quedar claro que no existe la Dosis Cero de radiacioacuten para el ser humano ya que esta es irreal e imposible
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63 Radiactividad Artificial
Es la radiacioacuten generada por el ser humano y que le sirve como satisfactor en algunas de sus necesidades principalmente para el suministro de energiacutea eleacutectrica a traveacutes de la fisioacuten del aacutetomo la cual se lleva a cabo en reactores nucleares No son sin embargo los reactores nucleares el uacutenico tipo de radiacioacuten utilizada por el ser humano ya que eacutesta desde su descubrimiento se ha empleado en equipos emisores de radiacioacuten y en el siglo pasado a partir de finales de la deacutecada de los 40s se aumentoacute el uso de fuentes radiactivas en las siguientes aacutereas a) en la industria Gammagrafiacutea trazadores radioisotoacutepicos neutrografiacutea irradiacioacuten masiva de frutas vegetales y hules etc b) en la medicina diagnoacutestico terapia radioinmunoanaacutelisisl vacunas etc- c) en el medio ambiente en estudios sobre insectos desechos industriales y urbanos formacioacuten de nubes humo y niebla (smog) etc inclusive y d) en los hogares las televisiones y los relojes con caraacutetula luminosa emiten un poco de radiaciones
Por lo hasta aquiacute descrito se ve que la radiacioacuten se encuentra en todas partes y proporciona grandes beneficios cuando es utilizada consecuentemente
7 CLASIFICACION DE FUENTES DE RADIACION IONIZANTE
Las fuentes de radiacioacuten ionizante se clasifican en
71 Fuentes Radiactivas SelladasSon aquellas en las que el material radiactivo estaacute contenido dentro de una envoltura hermeacutetica de suficiente resistencia mecaacutenica contra roturas o fracturas para impedir que se establezca contacto con el radionuacuteclido o que la sustancia radiactiva se disperse en las condiciones normales previsibles de utilizacioacuten y desgaste
72 Fuentes Radiactivas AbiertasUna fuente radiactiva abierta es aquella que no cumple los requisitos de las fuentes radiactivas selladas y que en las condiciones normales de uso pueden producir contaminacioacuten externa yo interna
Las fuentes selladas durante su uso normal soacutelo producen riesgos de irradiacioacuten externa mientras no pierda hermeticidad su envoltura en tanto una fuente abierta produciraacute riesgos de irradiacioacuten externa e interna si no se maneja adecuadamente pues la posibilidad de una contaminacioacuten y su posterior ingestioacuten o inhalacioacuten es mucho mayor
73 Otras Fuentes de Radiacioacuten Ionizante
Entre eacutestas se encuentran aquellas en las que es posible controlar en cierta medida el flujo radiactivo asiacute como la energiacutea de los fotones o
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partiacuteculas tal es el caso de los diversos tipos de aceleradores de partiacuteculas reactores y tubos de rayos X en los que soacutelo existe el riesgo de irradiacioacuten externa por lo que se deberaacuten de tomar las precauciones adecuadas seguacuten el caso
8 ACTIVIDAD Y VIDA MEDIA RADIACTIVA
81 Actividad
Es el teacutermino radioloacutegico que nos indica el nuacutemero de desintegraciones que tiene un elemento radiactivo por unidad de tiempo su expresioacuten matemaacutetica es
(1)
Ahora bien supongamos que tenemos una muestra con N aacutetomos radiactivos y consideremos lo siguiente
λ Probabilidad de que cambien (constante de decaimiento)λ dt Probabilidad de que cambie un aacutetomo en el proacuteximo intervalo de
tiempoλ NdtProbabilidad de que cambien N aacutetomos en el tiempo A esta
expresioacuten se le conoce como diferencial de N (dN) por lo tanto
dN = - λ Ndt
El signo menos indica que van desapareciendo unos aacutetomos (isoacutetopo padre) para convertirse en otros (isoacutetopos hijos) Dividiendo eacutesta ecuacioacuten entre N e integrado entre sus liacutemites normales tenemos
aplicando la regla de los logaritmos y exponenciando se obtiene
por lo tanto(2)
Derivando (2) y tomando en consideracioacuten la ecuacioacuten (1)Resulta
(3)
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Sustituyendo estas ecuaciones en (2) obtenemos
(4)
Esta ecuacioacuten nos indica que la actividad residual (A) de un elemento radiactivo es igual a su actividad original (Ao) siguiendo una exponencial negativa
82 Vida Media Radiactiva
Si quisieacuteramos saber en que tiempo un elemento radiactivo tiene la mitad de su actividad original consideremos
por lo que
Sustituyendo estos valores en (4) tenemos
Obteniendo logaritmos naturales
A esta uacuteltima foacutermula se le conoce como Vida Media y su significado es el tiempo requerido para que el nuacutemero de aacutetomos radiactivos se transformen o decaigan a la mitad de su valor original
La actividad de una fuente radiactiva se mide en desintegraciones por segundo (s-1) unidad conocida como Bequerel (Bq) Tambieacuten hay una unidad especial conocida como Curie (Ci) la equivalencia entre una y otra es
1 Ci = 37middot1010 Bq = 37 GBq
Las unidades para la constante de decaimiento son las del inverso del tiempo por lo tanto si la Vida Media de un determinado radioisoacutetopo estaacute en unidades de segundos (s) minutos (min) horas (h) diacuteas (d) o antildeos (a) las unidades de la constante de decaimiento seraacuten s-1 min-1 h-1 d-1 a-1
respectivamente
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Ejemplo 2
iquestCuaacutel es el valor de la constante de decaimiento (λ) para los siguientes radioisoacutetopos Nitroacutegeno-16 Bario-137m Tecnecio-99m Iodo-131 Cobalto-60 y Cesio-137
Datos- Obteniendo las vidas medias de la Tabla IV y la foacutermula para el caacutelculo de la vida media (Tfrac12) despejando a λ obtenemos lo siguiente
Para Nitroacutegeno-16 Tfrac12 = 72 s Para Bario-137m Tfrac12 = 2552 min
Para Tecnecio-99m Tfrac12 = 602 h Para Iodo-131 Tfrac12 = 804 d
Para Cobalto-60 Tfrac12 = 5271 a Para Cesio-137 Tfrac12 = 30 a
Ejemplo 3
El diacutea de hoy se ha recibido un paquete con las siguientes fuentes radiactivas Azufre-35 Berilio-7 Cromo-51 e Iridio-192 de las cuales las dos primeras traen un certificado indicando una actividad de 370 GBq (10 Ci) cada una en la fecha de embarque las dos uacuteltimas no traiacutean certificado pero se les ha determinado una actividad de 337 y 460 GBq (911 y 1244 Ci) respectivamente si el paquete se embarcoacute hace 20 diacuteas iquestCuaacutel seraacute la actividad actual (A) de las dos primeras fuentes y cuaacutel era la actividad inicial (Ao) de las dos uacuteltimas al momento del embarque
Datos- De la Tabla IV obtenemos su respectiva vida media y utilizando la foacutermula para la actividad (4) resulta
Para Azufre-35 Tfrac12 = 8744 d
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Para Berilio-7 Tfrac12 = 5344 d
Para resolver la segunda parte del problema esto es conocer la actividad inicial (A0) de las fuentes radiactivas restantes de la ecuacioacuten (3) despejamos eacuteste termino quedando
Por lo tanto para Cromo-51 Tfrac12 = 27704 d
y para Iridio-192 Tfrac12 = 7402 d
Con los ejemplos descritos se ve como influye la constante de decaimiento (λ) o vida media (Tfrac12) en la actividad de un radioisoacutetopo
Ejercicio 1
a) De los radioisoacutetopos descritos en el Ejemplo 1 obtenga la constante de decaimiento λ en h-1 para cada uno de ellos
b) Encuentre la actividad de Ca-45 y Cf-252 si ambos (cu) teniacutean una actividad de 740 GBq (20 Ci) hace un antildeo
83 Actividad especiacutefica
Es la actividad total de un determinado radionuacuteclido por gramo de la ecuacioacuten (3) se obtiene esta cantidad para cualquier elemento radiactivo mediante lo siguiente
pero por la Ley de Avogadro
donde N es el nuacutemero de aacutetomos por unidad de masa m es la masa del elemento radiactivo en gramos (en este caso igual a uno) NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 aacutetomosg) y A es el nuacutemero maacutesico del elemento por lo que la uacuteltima ecuacioacuten resultaraacute de la siguiente manera
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Esta ecuacioacuten es vaacutelida siempre y cuando la vida media esteacute expresada en segundos
Ejemplo 4
Calcular la actividad especiacutefica del Cobalto-60 sabiendo por los datos descritos en la Tabla IV que Tfrac12 = 5271 antildeos y A = 60
Tfrac12 = 5271 antildeos = 5271 36525 24 3600 s = 16634 106 s Sustituyendo valores en la ecuacioacuten de la actividad especiacutefica resulta
Ejercicio 2
Calcule la actividad especiacutefica del Iridio-192 (Ir-192) y del Cesio-137 (Cs-137) y compare su resultado con el descrito en la Tabla IV para dichos radioisoacutetopos
84 Actividad como funcioacuten de las vidas medias
Otra manera de calcular la actividad de un radioisoacutetopo es mediante lo siguiente
De y (5)
Si t Tfrac12 representa en realidad el nuacutemero de t veces Tfrac12 esto es
(6)
entonces en esta uacuteltima relacioacuten n representa el nuacutemero de vidas medias (Tfrac12) transcurridas en el tiempo t
Sustituyendo el valor de (6) en (5) y aplicando las reglas de los logaritmos obtenemos
Sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten de la actividad da por resultado
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pero
Ejemplo 5
Se tienen varias fuentes radiactivas de las cuales se tienen las siguientes preguntas y datos
a) iquestCuaacutel es la actividad actual de una fuente de I-131 cuya actividad inicial (A0) era de 185 GBq (5 Ci) y han transcurrido 6 vidas medias desde su recibo
b) Una fuente de Co-60 es usada en teleterapia con una actividad inicial de 37 TBq (1000 Ci) iquestqueacute actividad tendraacute si han transcurrido 25 vidas medias
c) Una fuente de Ir-192 de 333 TBq (90 Ci) despueacutes de 100 diacuteas de decaimiento iquestqueacute actividad tendraacute
d) Una fuente de Na-24 de 185 GBq (500 mCi) despueacutes de 25 diacuteas de decaimiento iquestcuaacutel seraacute su actividad
Soluciones
Para a)
Para b)
Para c) Tfrac12 = 7402 d n = 100 d7402 d = 135
Para d) Tfrac12 = 15 h y t = 25 d = 25 24 h = 60 h n = 60 h15 h = 4
Ejercicio 3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Una fuente radiactiva tiene una actividad de 222 TBq (60 Ci) iquestCuaacutel seraacute su actividad despueacutes de a) 1 b) 1585 c) 3 d) 5 y e) 7 vidas medias transcurridas
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA
91 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica
Como se sabe el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es proteger a los individuos y sus descendientes a la poblacioacuten y al medio ambiente limitando y previniendo hasta niveles aceptables los efectos que pudieran resultar de la exposicioacuten a la radiacioacuten debida a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante Para limitar y reducir la exposicioacuten a la radiacioacuten a un miacutenimo posible se deben de considerar principalmente tres factores que determinan la exposicioacuten total que la persona recibe en un campo de radiacioacuten Estos son
1 Distancia de la fuente al punto de intereacutes2 Tiempo de permanencia en el campo de radiacioacuten del punto de intereacutes3 Blindaje presente (cantidad de material y tipo) entre la fuente y el punto
de intereacutes
Se menciona el teacutermino punto de intereacutes ya que todos los desarrollos que se presentan enseguida se basan exclusivamente en la elaboracioacuten de los caacutelculos para un punto de intereacutes fijo y una fuente isotroacutepica puntual ya que los caacutelculos cuando el punto de intereacutes es moacutevil se desarrollan en el capiacutetulo 13 ldquoCaacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrialrdquo
(7)
Para determinar cualquiera de los factores anteriores es necesario establecer una relacioacuten que cuantifique la magnitud de la exposicioacuten que se estaacute recibiendo en un determinado campo de radiacioacuten a esta relacioacuten se le conoce como Rapidez de Exposicioacuten y su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
donde
A = actividad de la fuente radiactiva en Mega Bequerel (MBq) al momento de la exposicioacutenΓ = constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma esto es la rapidez de dosis a 1 metro de una fuente con 1 MBq de actividad
La actividad ya fue descrita en capiacutetulos anteriores mientras que el caacutelculo de Γ se describe enseguida
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma ()
La rapidez de Exposicioacuten es un paraacutemetro que indica como influye la distancia en un campo de radiacioacuten se desarrolla a partir de la Γ para una fuente puntual y un haz de radiacioacuten monoenergeacutetico y unidireccional Esta es una cantidad uacutetil en aplicaciones de la proteccioacuten radioloacutegica y es el segundo factor de importancia en el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis ya que el primero es la actividad de la fuente radiactiva
La informacioacuten que a continuacioacuten se presenta es la actualizada y fue desarrollada a partir de estudios previos La tendraacute en este texto las unidades de la rapidez de dosis equivalente del Sistema Internacional esto es mSvh para una fuente unitaria de 1 MBq a una distancia de un metro Estas unidades sustituyen a las unidades especiales usadas anteriores utilizando las siguientes conversiones
1 mCi = 37 MBq y 1 Sv = 100 rem
Otra diferencia respecto de las anteriores unidades es que la transformacioacuten de rapidez de dosis a densidad de flujo de rayos gamma fue desarrollada primeramente mediante la ecuacioacuten
(8)
Donde la energiacutea estaacute dada en MeV y los valores de los coeficientes A B C y F se describen en la Tabla I para cada grupo de energiacutea Con esos valores la queda de la siguiente manera
(9)
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por unidad de densidad de flujo ecuacioacuten (8)
El caacutelculo de la se debe de realizar para cada energiacutea gamma cuando se realizan caacutelculos de blindajes sin embargo cuando soacutelo se requiere calcular la rapidez de dosis a la que se expone una persona o la dosis equivalente que recibe lo praacutectico es usar el valor de la constante gamma del radionuacuteclido descrito en tablas
Ejemplo 6
Calcular la constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () de los siguientes radionuacuteclidos a) Cs-137 y b) Co-60
a) Datos para Cs-137 E = 066165 MeV S = 852
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Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 45
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 54
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
11CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL27111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)113 Etapa 3 (Distancia Constante)114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
12BLINDAJES31121 Blindaje para alfas122 Blindaje para betas123 Bremsstrahlung124 Conceptos baacutesicos del blindaje gamma
1241 Caacutelculo de espesores1242 Capas hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
ANEXOS55TABLAS Y GRAFICAS
REFERENCIAS
iii
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
I N T R 0 D U C C I 0 N
El presente texto es una serie de notas cortas sobre el campo de la Proteccioacuten Radioloacutegica con las cuales el autor trata de despertar en el lector el intereacutes sobre las radiaciones ionizantes y la proteccioacuten contra los riesgos inherentes en la exposicioacuten a la misma asiacute como el caacutelculo de las dosis que de ellas se derivan al estar presentes y expuestos en campos de radiacioacuten
Del Capiacutetulo 1 al 6 se tratan aspectos generales de la Proteccioacuten Radioloacutegica los cuales se ejemplifican y aclaran con las tablas o figuras que se presentan del Capiacutetulo 7 al 13 se introducen los caacutelculos hasta llegar al caacutelculo de exposicioacuten en gammagrafia industrial no sin antes haber resuelto blindajes para las radiaciones de uso maacutes frecuente como las alfas betas gammas y neutrones En cada presentacioacuten de foacutermula se desarrollan ejemplos ilustrativos del uso de la misma y para practicar lo aprendido se incluyen ejercicios al final de cada ejemplo para que sean resueltos por el lector confirmando su resultado con el descrito en el capiacutetulo correspondiente En el desarrollo de las foacutermulas para llegar a su resultado se utiliza como herramienta el caacutelculo diferencial e integral sin embargo no es necesario (para aquellos que no lo requieran) aprenderse todo el desarrollo sino uacutenicamente el resultado final que debe de aprenderse utilizando sus diversas variantes
Con respecto a las unidades utilizadas se introducen las del Sistema Internacional (SI) y se pone entre pareacutentesis su equivalencia del sistema especial debido a que auacuten eacutestas son muy usadas ademaacutes normativa internacional establece que 1 Roumlentgen (R) es equivalente a 1 rem (10 mSv) lo cual no soacutelo simplifica los caacutelculos sino que al hacerlo de esta manera se estaacute del lado seguro al llegar a una dosis ligeramente mayor a la calculada por el meacutetodo tradicional Los temas aquiacute tratados seraacuten sin dudarlo para el lector un formulario praacutectico de solucioacuten a los problemas cotidianos que se les presentan al hacer uso de fuentes radiactivas Este Compendio se recomienda para personal que use manipule transporte etc material y fuentes de radiacioacuten ionizante
Seguro estoy que en este documento existen errores los cuales han sido involuntarios por lo que he de agradecer los comentarios y observaciones que se me hagan al respecto y en base a su criacutetica constructiva se corregiraacuten estos y se mejoraraacuten las ediciones posteriores
1 LIMITACIOacuteN DE DOSIS
11 Efectos Bioloacutegicos de las radiaciones ionizantes
La respuesta del cuerpo humano en su conjunto ante una determinada exposicioacuten a la radiacioacuten depende de los oacuterganos y tejidos irradiados de la magnitud que en cada uno alcance la zona irradiada y de la respuesta de dichos oacuterganos o tejidos Si la irradiacioacuten es local y circunscrita a una regioacuten pequentildea solamente seraacute afectado el tejido irradiado en tanto si la irradiacioacuten es a la totalidad del organismo o bien si las radiaciones actuacutean sobre tejidos u oacuterganos vitales el organismo en su conjunto seraacute el afectado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 1
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
En funcioacuten de los tejidos y ceacutelulas irradiadas los efectos bioloacutegicos debido a radiaciones ionizantes se clasifican en somaacuteticos y geneacuteticos Los primeros afectan solamente a las personas irradiadas mientras los segundos se manifiestan en los hijos de las personas irradiadas y en sus generaciones
En funcioacuten de la incidencia de las radiaciones en la produccioacuten de los efectos bioloacutegicos eacutestos se clasifican en estocaacutesticos y determiniacutesticos
Los efectos estocaacutesticos se caracterizan por que su probabilidad de ocurrencia y no su severidad es una funcioacuten de la dosis en un rango apreciable de la misma La propiedad de estos efectos bioloacutegicos son la carencia de dosis umbral y son siempre graves una vez producidos Todos los efectos hereditarios son estocaacutesticos y entre los somaacuteticos el principal es la carcinogeacutenesis
Los efectos determiniacutesticos se caracterizan porque su severidad depende de la dosis existiendo una dosis para cada efecto (dosis umbral) por debajo de la cual es probable que no se manifieste dicho efecto Se postula que uacutenicamente se manifiestan los dantildeos cuando la dosis recibida alcanza el valor umbral y su gravedad depende de la dosis recibida Entre estos efectos se encuentran la dermatitis las cataratas de los cristalinos deficiencias hematoloacutegicas la esterilidad temporal o permanente etc
EFECTOS CLINICOS DE DOSIS AGUDAS DE RADIACION IONIZANTE (CUERPO TOTAL)
R A N G O
Rango
Subcriacutetico
0-1 Sv (0-100
rem)
Rango Terapeacuteutico
1-10 Sv (100-1000 rem)
Rango Letal
Maacutes de 10 Sv (maacutes de 1000 rem)
1-2 Sv (100-200
rem)
2-6 Sv (200-600
rem)
6-10 Sv 10 a 50 Sv Maacutes de 50 Sv
Vigilancia Cliacutenica Terapia efectiva Terapia
promisoria
Terapia paliativa
Incidencia de
voacutemito
Ninguna 1 Sv 52 Sv 50
3 Sv 100 100 100
Manifestacioacuten --- 3 horas 2 horas 1 hora 30 minutos
Oacutergano afectado Ninguno Tejido hematopoyeacuteticoTracto
GastrointestinalSistema
Nerviosos Central
Signos caracteriacutesticos
Ninguno Leve reduccioacuten de leucocitos
Grave reduccioacuten de leucocitos Hemorragia Infeccioacuten depilacioacuten
con maacutes de 3 Sv
Diarrea Fiebre perturbacioacuten del
balance electroliacutetico
Convulsiones tremor letargia
Periacuteodo criacuteticoPost-exposicioacuten --- --- De 4 a 6 semanas De 5 a 14 diacuteas De 1 a 48 horas
Terapia AlentadoraAlentadora
vigilancia cliacutenicaTransfusioacuten de
sangre antibioacuteticos
Considere transplante
meacutedula oacutesea
Mantenimiento del balance electroliacutetico
Sedantes
Pronoacutestico Excelente Excelente Bueneo Reservado Sin esperanza
Convalecencia Ninguna Algunas
semanas
1 a 12 meses Larga ---
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Muertes
Muerte alos
Ninguna
---
Ninguna
---
0 a 80 (variable)
2 meses
95 a 100
2 semanas 2 diacuteas
Causa de la
muerte
--- --- Hemorragia infeccioacuten Colapso
circulatorio
Falta de respiracioacuten
derrame cerebral
2 OBJETIVO DE LA PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Con base en lo anterior se considera en las recomendaciones internacionales que el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es prevenir la ocurrencia de los efectos determiniacutesticos y reducir la incidencia de efectos estocaacutesticos hasta valores considerados aceptables dentro de las normas debido a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante
3 UNIDADES USADAS EN PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
En proteccioacuten radioloacutegica como en otras aacutereas de las ciencias desde hace algunos antildeos se ha estado tratando de homogeneizar las unidades que se utilizan para cuantificar un mismo paraacutemetro de medicioacuten en el caso que nos ocupa las unidades especiales de exposicioacuten o dosis tales como el Roumlentgen (R) rad o rem estaacuten siendo sustituidas en el Sistema Internacional (SI) por el CKg Gray (Gy) o Sievert (Sv) respectivamente En tanto para la actividad de una fuente radiactiva el Curie (Ci) estaacute siendo reemplazado por el Bequerel sin embargo para los liacutemites de dosis establecidos en la normativa internacional para el personal ocupacionalmente expuesto las unidades del SI son muy grandes y en sentido contrario las de la actividad Es por lo tanto importante para poder realizar este cambio el tener conocimiento en principio de los muacuteltiplos o factores de diez asiacute como de su simbologiacutea y significado A continuacioacuten se describen los prefijos maacutes comunes
PREFIJOSNombr
eValor Siacutembol
oNombr
eValor Siacutembol
odecicentimili
micronamopico
femtoatto
01 = 10-1
001 = 10-2
0001 = 10-3
0000001 = 10-6
0000000001 = 10-9
10-12
10-15
10-18
dcmμnpfa
DecaHectoKilo
MegaGigaTera
10 = 101
100 = 102
1000 = 103
1000000 = 106
1000000000 = 109
1000000000000 = 1012
DHKMGT
Se denominan prefijos porque ya sea el nombre su valor o siacutembolo siempre van antes del nombre o siacutembolo del paraacutemetro de medicioacuten Asiacute como desde nuestros antildeos en la educacioacuten primaria se nos ensentildeo a utilizar de manera adecuada las
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unidades como el metro (m) Kilogramo (Kg) o Kiloacutemetros por hora (Kmh) en esta etapa de nuestra vida profesional requerimos conocer unidades para mejorar nuestro desempentildeo laboral como las que se utilizan en la proteccioacuten radioloacutegica de ellas existen dos tipos de unidades las especiales y las del SI sus equivalencias se describen a continuacioacuten en la siguiente tabla
Resumen de equivalencias entre Unidades Especiales () y del Sistema Internacional
Cantidad Nombre Siacutembolo UnidadesActividad Bequerel
(Curie)Bq(Ci)
dps o s-1
37 middot 1010 BqExposicioacuten Coulomb por
Kilogramo(Roumlentgen)
(R)CKg
258 middot 10-4 CKg
Dosis Absorbida
Gray(rad)
Gy(rad)
JKg10-2 Gy
Dosis Equivalente
Sievert(rem)
Sv(rem)
JKg10-2 Sv
Ejemplo 1
En base a las equivalencias de la tabla anterior calcular lo siguiente a) 1 MBq = iquest Ci b) 1 GBq = iquest Ci c) 1 TBq = iquest Ci d) 1 mSv = iquest mrem e) 10 μSv = iquest mrem
Solucioacuten
a) Si 1 Ci = 371010 Bq = 37104 106 Bq y 1 MBq = 1106 Bq 1 Ci = 37000 MBq
b) Si 1 Ci = 371010 Bq = 37101 109 Bq y 1 GBq = 1109 Bq 1 Ci = 37 GBq
c) Si 1 Ci = 371010 Bq = 3710-3 1012 Bq y 1 TBq = 11012 Bq 1 Ci = 37 mTBq
d) Si 1 Sv = 100 rem y 1 mSv = 110-3 Sv 1 mSv = 10010-3 rem Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 4
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1 mSv = 100 mrem
e) Si 1 Sv = 100 rem y 1 Sv = 110-6 Sv 1 Sv = 10010-6 rem 10 Sv = 1 mrem
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4 PEacuteRDIDA DE ENERGIacuteA DE LA RADIACIOacuteN (IONIZACIOacuteN)
La ionizacioacuten en su concepcioacuten maacutes elemental es el proceso mediante el cual las radiaciones Alfa (α) Beta (β) yo fotones (Rayos X o γ) convierten a los aacutetomos eleacutectricamente neutros en iones al desprenderle de sus oacuterbitas a un electroacuten
41 Radiacioacuten Alfa ()
Las partiacuteculas alfa pierden energiacutea raacutepidamente en cualquier medio porque su ionizacioacuten especiacutefica es relativamente alta debido a que tienen doble carga positiva y una gran masa (4 nucleones) por lo que se pueden detener con materiales absorbedores muy delgados son por su estructura nuacutecleos de Helio
42 Radiacioacuten Beta ()
Los procesos por los cuales las partiacuteculas pierden energiacutea en absorbedores son similares al caso anterior pero su ionizacioacuten especiacutefica es menor Sin embargo se debe considerar un proceso por medio del cual se produce radiacioacuten electromagneacutetica llamado Bremsstrahlung o radiacioacuten de frenado
Una partiacutecula β tiene una masa muy pequentildea y una carga negativa cuyo valor es la mitad de la carga de una partiacutecula α de modo que para una energiacutea dada una partiacutecula β tendraacute una velocidad mucho mayor que una partiacutecula α Como resultante de eacutestos y otros factores la partiacutecula β tiene una ionizacioacuten especiacutefica maacutes baja lo que significa que su penetracioacuten en cualquier absorbedor seraacute mucho mayor que la de una partiacutecula α
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AacuteTOMO ELEacuteCTRICAMENTE NEUTRO ANTES DE LA
INTERACCIOacuteN
IONIZACIOacuteN
RADIACIOacuteN
AacuteTOMO DESPUEacuteS DE LA INTERACCIOacuteN
RADIACIOacuteNELECTROacuteN LIBRE(ION NEGATIVO)
RESTO DEL AacuteTOMO(ION POSITIVO)
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El espesor y la seleccioacuten de material para blindaje de la radiacioacuten beta depende de su capacidad para 1) detener las maacutes energeacuteticas y 2) evitar en lo posible el Bremsstrahlung Por lo tanto absorbedores con bajo nuacutemero atoacutemico como aluminio plaacutestico lucita o incluso vidrio son blindajes efectivos para partiacuteculas β En el presente trabajo se describiraacute a la β - como β y al positroacuten como β+
43 Radiacioacuten Gamma (γ)
Los rayos gamma al estar constituidos por ondas electromagneacuteticas no pierden energiacutea de manera continua al atravesar un medio como la pierden las partiacuteculas α oacute β Como resultado los rayos gamma son mucho maacutes penetrantes que la radiacioacuten α oacute β La radiacioacuten gamma se atenuacutea en la materia por los siguientes fenoacutemenos de interaccioacuten 1) el efecto fotoeleacutectrico 2) el efecto Compton y 3) produccioacuten de pares
Los materiales de densidad maacutes alta como U Th y W son los maacutes apropiados como blindaje para γ El uso de algunos de estos metales estaacute limitado por su alto costo y peso Por lo tanto se usan metales como Fe Pb Cr y Ni como blindajes para γ
5 TIPOS DE IRRADIACIOacuteN
51 Irradiacioacuten Externa
Se entiende por irradiacioacuten externa la que recibe el organismo desde fuentes exteriores al mismo El riesgo dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea e ionizacioacuten especiacutefica Es por ello que los rayos X gamma y los neutrones son los tipos de radiacioacuten que constituyen el riesgo maacutes comuacuten de irradiacioacuten externa La radiacioacuten alfa no se considera riesgosa porque es completamente absorbida por la capa muerta de la piel Las partiacuteculas beta pueden o no constituir peligro externo dependiendo de su energiacutea como son absorbidas por espesores relativamente pequentildeos de tejido la dosis que producen afectaraacute la piel y a los oacuterganos externos fundamentalmente pues la mayoriacutea de los emisores beta que se emplean comuacutenmente no producen partiacuteculas de muy alta energiacutea Los fotones X o gamma cuando tienen energiacutea suficiente penetran profundamente en el organismo irradiando cualquier oacutergano y por su uso tan ampliamente difundido requieren de atencioacuten Los neutrones se consideran el tipo de radiacioacuten maacutes peligroso tanto por ser los maacutes difiacuteciles de detectar como por su efecto sobre los tejidos ya que al interaccionar con los aacutetomos de hidroacutegeno producen protones cuyo elevado poder de ionizacioacuten causa un dantildeo grande y muy localizado
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IDEA APROXIMADA DEL PODER DE PENETRACIOacuteN DE LAS RADIACIONES NUCLEARES
52 Irradiacioacuten Interna
La irradiacioacuten interna se presenta cuando elementos radiactivos se han incorporado al organismo Los materiales radiactivos pueden ingresar al cuerpo por ingestioacuten por inhalacioacuten por absorcioacuten a traveacutes de la piel o bien por la sangre viacutea alguacuten corte o herida Nuevamente el dantildeo dependeraacute del tipo de material radiactivo incorporado su radiotoxicidad energiacutea vida media del radionuacuteclido permanencia en el organismo y el oacutergano en que se localice En este caso los emisores alfa y beta son los maacutes peligrosos debido a que por su elevada ionizacioacuten especiacutefica depositan toda o gran parte de su energiacutea en voluacutemenes reducidos de tejido produciendo un dantildeo maacutes severo que el ocasionado por radiaciones maacutes penetrantes como las gamma pues de eacutestas una porcioacuten importante puede salir del oacutergano o del cuerpo donde el material estaba depositado
6 RADIACTIVIDAD NATURAL Y ARTIFICIAL
61 Cadenas de decaimiento
La radiactividad es un fenoacutemeno que ocurre en los nuacutecleos excitados o inestables de ciertos aacutetomos que les obliga a cambiar es decir a transformarse en otro nuevo
Las cadenas de decaimiento sentildealan la transformacioacuten de un radioisoacutetopo padre a un isoacutetopo hijo el cual puede ser radiactivo o estable Como ejemplo de esto se mostraraacute a continuacioacuten la cadena de decaimiento del Cobalto-60 (60Co) y Cesio-137 (137CS)
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RADIACION
ALFA (
BETA ()
GAMMA ()
PAPEL MADERA CONCRETO
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60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest137Cs mdashmdashmdashmdashmdash137Baest
E n E n
11732 100 06617 8513325 100
En estas cadenas se observa que El 60Co cuando emite una partiacutecula β se transforma en Niacutequel-60 excitado (con exceso de energiacutea) y el cual para transformarse en Niquel-60 estable (Ni-est) emite dos rayos γ con una energiacutea (E) de 11732 y 13325 Megaelectronvolt (MeV) y una probabilidad de emisioacuten de rayos γ por cada desintegracioacuten (n) del 100 El proceso de transformacioacuten del Cs-137 a Bario-137 estable (Ba-137) es similar al del 60Co salvo que soacutelo emite un rayo γ de 06617 MeV con una probabilidad de emisioacuten del 85
62 Radiactividad Natural
El ser humano desde que nace y en toda su existencia se encuentra inmerso en una atmoacutesfera de radiaciones estas las recibe de los rayos coacutesmicos provenientes del espacio exterior como el sol y otras estrellas y de elementos radiactivos presentes en la corteza terrestre derivados principalmente del Uranio y Torio con pequentildeas cantidades de Potasio-40 y vestigios de Rubidio-87 Vanadio-50 Indio-115 y algunos maacutes
El Uranio y el Torio en sus cadenas de decaimiento producen el Radoacuten-222 el cual es un gas radiactivo que viaja con el aire que respiramos El Uranio se encuentra en toda la corteza terrestre en una concentracioacuten de dos a cuatro gramos por tonelada
Todas las rocas y consecuentemente todos los materiales de construccioacuten contienen Uranio Los vegetales para su ciclo vital requieren alimentarse de compuestos que toman del suelo y del aire entre estos compuestos se encuentran el agua y el bioacutexido de carbono que contienen entre otros Tritio y Carbono-14 respectivamente
El cuerpo humano en algunos de sus oacuterganos y principalmente en los huesos tiene pequentildeas cantidades de Potasio-40 y Rubidio-87 que son elementos radiactivos naturales y en el transcurso de su vida se le incorporan otros como los descritos en el paacuterrafo anterior debido a su cadena alimentaria
Con lo anteriormente descrito debe quedar claro que no existe la Dosis Cero de radiacioacuten para el ser humano ya que esta es irreal e imposible
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63 Radiactividad Artificial
Es la radiacioacuten generada por el ser humano y que le sirve como satisfactor en algunas de sus necesidades principalmente para el suministro de energiacutea eleacutectrica a traveacutes de la fisioacuten del aacutetomo la cual se lleva a cabo en reactores nucleares No son sin embargo los reactores nucleares el uacutenico tipo de radiacioacuten utilizada por el ser humano ya que eacutesta desde su descubrimiento se ha empleado en equipos emisores de radiacioacuten y en el siglo pasado a partir de finales de la deacutecada de los 40s se aumentoacute el uso de fuentes radiactivas en las siguientes aacutereas a) en la industria Gammagrafiacutea trazadores radioisotoacutepicos neutrografiacutea irradiacioacuten masiva de frutas vegetales y hules etc b) en la medicina diagnoacutestico terapia radioinmunoanaacutelisisl vacunas etc- c) en el medio ambiente en estudios sobre insectos desechos industriales y urbanos formacioacuten de nubes humo y niebla (smog) etc inclusive y d) en los hogares las televisiones y los relojes con caraacutetula luminosa emiten un poco de radiaciones
Por lo hasta aquiacute descrito se ve que la radiacioacuten se encuentra en todas partes y proporciona grandes beneficios cuando es utilizada consecuentemente
7 CLASIFICACION DE FUENTES DE RADIACION IONIZANTE
Las fuentes de radiacioacuten ionizante se clasifican en
71 Fuentes Radiactivas SelladasSon aquellas en las que el material radiactivo estaacute contenido dentro de una envoltura hermeacutetica de suficiente resistencia mecaacutenica contra roturas o fracturas para impedir que se establezca contacto con el radionuacuteclido o que la sustancia radiactiva se disperse en las condiciones normales previsibles de utilizacioacuten y desgaste
72 Fuentes Radiactivas AbiertasUna fuente radiactiva abierta es aquella que no cumple los requisitos de las fuentes radiactivas selladas y que en las condiciones normales de uso pueden producir contaminacioacuten externa yo interna
Las fuentes selladas durante su uso normal soacutelo producen riesgos de irradiacioacuten externa mientras no pierda hermeticidad su envoltura en tanto una fuente abierta produciraacute riesgos de irradiacioacuten externa e interna si no se maneja adecuadamente pues la posibilidad de una contaminacioacuten y su posterior ingestioacuten o inhalacioacuten es mucho mayor
73 Otras Fuentes de Radiacioacuten Ionizante
Entre eacutestas se encuentran aquellas en las que es posible controlar en cierta medida el flujo radiactivo asiacute como la energiacutea de los fotones o
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partiacuteculas tal es el caso de los diversos tipos de aceleradores de partiacuteculas reactores y tubos de rayos X en los que soacutelo existe el riesgo de irradiacioacuten externa por lo que se deberaacuten de tomar las precauciones adecuadas seguacuten el caso
8 ACTIVIDAD Y VIDA MEDIA RADIACTIVA
81 Actividad
Es el teacutermino radioloacutegico que nos indica el nuacutemero de desintegraciones que tiene un elemento radiactivo por unidad de tiempo su expresioacuten matemaacutetica es
(1)
Ahora bien supongamos que tenemos una muestra con N aacutetomos radiactivos y consideremos lo siguiente
λ Probabilidad de que cambien (constante de decaimiento)λ dt Probabilidad de que cambie un aacutetomo en el proacuteximo intervalo de
tiempoλ NdtProbabilidad de que cambien N aacutetomos en el tiempo A esta
expresioacuten se le conoce como diferencial de N (dN) por lo tanto
dN = - λ Ndt
El signo menos indica que van desapareciendo unos aacutetomos (isoacutetopo padre) para convertirse en otros (isoacutetopos hijos) Dividiendo eacutesta ecuacioacuten entre N e integrado entre sus liacutemites normales tenemos
aplicando la regla de los logaritmos y exponenciando se obtiene
por lo tanto(2)
Derivando (2) y tomando en consideracioacuten la ecuacioacuten (1)Resulta
(3)
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Sustituyendo estas ecuaciones en (2) obtenemos
(4)
Esta ecuacioacuten nos indica que la actividad residual (A) de un elemento radiactivo es igual a su actividad original (Ao) siguiendo una exponencial negativa
82 Vida Media Radiactiva
Si quisieacuteramos saber en que tiempo un elemento radiactivo tiene la mitad de su actividad original consideremos
por lo que
Sustituyendo estos valores en (4) tenemos
Obteniendo logaritmos naturales
A esta uacuteltima foacutermula se le conoce como Vida Media y su significado es el tiempo requerido para que el nuacutemero de aacutetomos radiactivos se transformen o decaigan a la mitad de su valor original
La actividad de una fuente radiactiva se mide en desintegraciones por segundo (s-1) unidad conocida como Bequerel (Bq) Tambieacuten hay una unidad especial conocida como Curie (Ci) la equivalencia entre una y otra es
1 Ci = 37middot1010 Bq = 37 GBq
Las unidades para la constante de decaimiento son las del inverso del tiempo por lo tanto si la Vida Media de un determinado radioisoacutetopo estaacute en unidades de segundos (s) minutos (min) horas (h) diacuteas (d) o antildeos (a) las unidades de la constante de decaimiento seraacuten s-1 min-1 h-1 d-1 a-1
respectivamente
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Ejemplo 2
iquestCuaacutel es el valor de la constante de decaimiento (λ) para los siguientes radioisoacutetopos Nitroacutegeno-16 Bario-137m Tecnecio-99m Iodo-131 Cobalto-60 y Cesio-137
Datos- Obteniendo las vidas medias de la Tabla IV y la foacutermula para el caacutelculo de la vida media (Tfrac12) despejando a λ obtenemos lo siguiente
Para Nitroacutegeno-16 Tfrac12 = 72 s Para Bario-137m Tfrac12 = 2552 min
Para Tecnecio-99m Tfrac12 = 602 h Para Iodo-131 Tfrac12 = 804 d
Para Cobalto-60 Tfrac12 = 5271 a Para Cesio-137 Tfrac12 = 30 a
Ejemplo 3
El diacutea de hoy se ha recibido un paquete con las siguientes fuentes radiactivas Azufre-35 Berilio-7 Cromo-51 e Iridio-192 de las cuales las dos primeras traen un certificado indicando una actividad de 370 GBq (10 Ci) cada una en la fecha de embarque las dos uacuteltimas no traiacutean certificado pero se les ha determinado una actividad de 337 y 460 GBq (911 y 1244 Ci) respectivamente si el paquete se embarcoacute hace 20 diacuteas iquestCuaacutel seraacute la actividad actual (A) de las dos primeras fuentes y cuaacutel era la actividad inicial (Ao) de las dos uacuteltimas al momento del embarque
Datos- De la Tabla IV obtenemos su respectiva vida media y utilizando la foacutermula para la actividad (4) resulta
Para Azufre-35 Tfrac12 = 8744 d
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Para Berilio-7 Tfrac12 = 5344 d
Para resolver la segunda parte del problema esto es conocer la actividad inicial (A0) de las fuentes radiactivas restantes de la ecuacioacuten (3) despejamos eacuteste termino quedando
Por lo tanto para Cromo-51 Tfrac12 = 27704 d
y para Iridio-192 Tfrac12 = 7402 d
Con los ejemplos descritos se ve como influye la constante de decaimiento (λ) o vida media (Tfrac12) en la actividad de un radioisoacutetopo
Ejercicio 1
a) De los radioisoacutetopos descritos en el Ejemplo 1 obtenga la constante de decaimiento λ en h-1 para cada uno de ellos
b) Encuentre la actividad de Ca-45 y Cf-252 si ambos (cu) teniacutean una actividad de 740 GBq (20 Ci) hace un antildeo
83 Actividad especiacutefica
Es la actividad total de un determinado radionuacuteclido por gramo de la ecuacioacuten (3) se obtiene esta cantidad para cualquier elemento radiactivo mediante lo siguiente
pero por la Ley de Avogadro
donde N es el nuacutemero de aacutetomos por unidad de masa m es la masa del elemento radiactivo en gramos (en este caso igual a uno) NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 aacutetomosg) y A es el nuacutemero maacutesico del elemento por lo que la uacuteltima ecuacioacuten resultaraacute de la siguiente manera
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Esta ecuacioacuten es vaacutelida siempre y cuando la vida media esteacute expresada en segundos
Ejemplo 4
Calcular la actividad especiacutefica del Cobalto-60 sabiendo por los datos descritos en la Tabla IV que Tfrac12 = 5271 antildeos y A = 60
Tfrac12 = 5271 antildeos = 5271 36525 24 3600 s = 16634 106 s Sustituyendo valores en la ecuacioacuten de la actividad especiacutefica resulta
Ejercicio 2
Calcule la actividad especiacutefica del Iridio-192 (Ir-192) y del Cesio-137 (Cs-137) y compare su resultado con el descrito en la Tabla IV para dichos radioisoacutetopos
84 Actividad como funcioacuten de las vidas medias
Otra manera de calcular la actividad de un radioisoacutetopo es mediante lo siguiente
De y (5)
Si t Tfrac12 representa en realidad el nuacutemero de t veces Tfrac12 esto es
(6)
entonces en esta uacuteltima relacioacuten n representa el nuacutemero de vidas medias (Tfrac12) transcurridas en el tiempo t
Sustituyendo el valor de (6) en (5) y aplicando las reglas de los logaritmos obtenemos
Sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten de la actividad da por resultado
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pero
Ejemplo 5
Se tienen varias fuentes radiactivas de las cuales se tienen las siguientes preguntas y datos
a) iquestCuaacutel es la actividad actual de una fuente de I-131 cuya actividad inicial (A0) era de 185 GBq (5 Ci) y han transcurrido 6 vidas medias desde su recibo
b) Una fuente de Co-60 es usada en teleterapia con una actividad inicial de 37 TBq (1000 Ci) iquestqueacute actividad tendraacute si han transcurrido 25 vidas medias
c) Una fuente de Ir-192 de 333 TBq (90 Ci) despueacutes de 100 diacuteas de decaimiento iquestqueacute actividad tendraacute
d) Una fuente de Na-24 de 185 GBq (500 mCi) despueacutes de 25 diacuteas de decaimiento iquestcuaacutel seraacute su actividad
Soluciones
Para a)
Para b)
Para c) Tfrac12 = 7402 d n = 100 d7402 d = 135
Para d) Tfrac12 = 15 h y t = 25 d = 25 24 h = 60 h n = 60 h15 h = 4
Ejercicio 3
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Una fuente radiactiva tiene una actividad de 222 TBq (60 Ci) iquestCuaacutel seraacute su actividad despueacutes de a) 1 b) 1585 c) 3 d) 5 y e) 7 vidas medias transcurridas
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA
91 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica
Como se sabe el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es proteger a los individuos y sus descendientes a la poblacioacuten y al medio ambiente limitando y previniendo hasta niveles aceptables los efectos que pudieran resultar de la exposicioacuten a la radiacioacuten debida a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante Para limitar y reducir la exposicioacuten a la radiacioacuten a un miacutenimo posible se deben de considerar principalmente tres factores que determinan la exposicioacuten total que la persona recibe en un campo de radiacioacuten Estos son
1 Distancia de la fuente al punto de intereacutes2 Tiempo de permanencia en el campo de radiacioacuten del punto de intereacutes3 Blindaje presente (cantidad de material y tipo) entre la fuente y el punto
de intereacutes
Se menciona el teacutermino punto de intereacutes ya que todos los desarrollos que se presentan enseguida se basan exclusivamente en la elaboracioacuten de los caacutelculos para un punto de intereacutes fijo y una fuente isotroacutepica puntual ya que los caacutelculos cuando el punto de intereacutes es moacutevil se desarrollan en el capiacutetulo 13 ldquoCaacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrialrdquo
(7)
Para determinar cualquiera de los factores anteriores es necesario establecer una relacioacuten que cuantifique la magnitud de la exposicioacuten que se estaacute recibiendo en un determinado campo de radiacioacuten a esta relacioacuten se le conoce como Rapidez de Exposicioacuten y su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
donde
A = actividad de la fuente radiactiva en Mega Bequerel (MBq) al momento de la exposicioacutenΓ = constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma esto es la rapidez de dosis a 1 metro de una fuente con 1 MBq de actividad
La actividad ya fue descrita en capiacutetulos anteriores mientras que el caacutelculo de Γ se describe enseguida
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92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma ()
La rapidez de Exposicioacuten es un paraacutemetro que indica como influye la distancia en un campo de radiacioacuten se desarrolla a partir de la Γ para una fuente puntual y un haz de radiacioacuten monoenergeacutetico y unidireccional Esta es una cantidad uacutetil en aplicaciones de la proteccioacuten radioloacutegica y es el segundo factor de importancia en el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis ya que el primero es la actividad de la fuente radiactiva
La informacioacuten que a continuacioacuten se presenta es la actualizada y fue desarrollada a partir de estudios previos La tendraacute en este texto las unidades de la rapidez de dosis equivalente del Sistema Internacional esto es mSvh para una fuente unitaria de 1 MBq a una distancia de un metro Estas unidades sustituyen a las unidades especiales usadas anteriores utilizando las siguientes conversiones
1 mCi = 37 MBq y 1 Sv = 100 rem
Otra diferencia respecto de las anteriores unidades es que la transformacioacuten de rapidez de dosis a densidad de flujo de rayos gamma fue desarrollada primeramente mediante la ecuacioacuten
(8)
Donde la energiacutea estaacute dada en MeV y los valores de los coeficientes A B C y F se describen en la Tabla I para cada grupo de energiacutea Con esos valores la queda de la siguiente manera
(9)
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por unidad de densidad de flujo ecuacioacuten (8)
El caacutelculo de la se debe de realizar para cada energiacutea gamma cuando se realizan caacutelculos de blindajes sin embargo cuando soacutelo se requiere calcular la rapidez de dosis a la que se expone una persona o la dosis equivalente que recibe lo praacutectico es usar el valor de la constante gamma del radionuacuteclido descrito en tablas
Ejemplo 6
Calcular la constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () de los siguientes radionuacuteclidos a) Cs-137 y b) Co-60
a) Datos para Cs-137 E = 066165 MeV S = 852
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Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
I N T R 0 D U C C I 0 N
El presente texto es una serie de notas cortas sobre el campo de la Proteccioacuten Radioloacutegica con las cuales el autor trata de despertar en el lector el intereacutes sobre las radiaciones ionizantes y la proteccioacuten contra los riesgos inherentes en la exposicioacuten a la misma asiacute como el caacutelculo de las dosis que de ellas se derivan al estar presentes y expuestos en campos de radiacioacuten
Del Capiacutetulo 1 al 6 se tratan aspectos generales de la Proteccioacuten Radioloacutegica los cuales se ejemplifican y aclaran con las tablas o figuras que se presentan del Capiacutetulo 7 al 13 se introducen los caacutelculos hasta llegar al caacutelculo de exposicioacuten en gammagrafia industrial no sin antes haber resuelto blindajes para las radiaciones de uso maacutes frecuente como las alfas betas gammas y neutrones En cada presentacioacuten de foacutermula se desarrollan ejemplos ilustrativos del uso de la misma y para practicar lo aprendido se incluyen ejercicios al final de cada ejemplo para que sean resueltos por el lector confirmando su resultado con el descrito en el capiacutetulo correspondiente En el desarrollo de las foacutermulas para llegar a su resultado se utiliza como herramienta el caacutelculo diferencial e integral sin embargo no es necesario (para aquellos que no lo requieran) aprenderse todo el desarrollo sino uacutenicamente el resultado final que debe de aprenderse utilizando sus diversas variantes
Con respecto a las unidades utilizadas se introducen las del Sistema Internacional (SI) y se pone entre pareacutentesis su equivalencia del sistema especial debido a que auacuten eacutestas son muy usadas ademaacutes normativa internacional establece que 1 Roumlentgen (R) es equivalente a 1 rem (10 mSv) lo cual no soacutelo simplifica los caacutelculos sino que al hacerlo de esta manera se estaacute del lado seguro al llegar a una dosis ligeramente mayor a la calculada por el meacutetodo tradicional Los temas aquiacute tratados seraacuten sin dudarlo para el lector un formulario praacutectico de solucioacuten a los problemas cotidianos que se les presentan al hacer uso de fuentes radiactivas Este Compendio se recomienda para personal que use manipule transporte etc material y fuentes de radiacioacuten ionizante
Seguro estoy que en este documento existen errores los cuales han sido involuntarios por lo que he de agradecer los comentarios y observaciones que se me hagan al respecto y en base a su criacutetica constructiva se corregiraacuten estos y se mejoraraacuten las ediciones posteriores
1 LIMITACIOacuteN DE DOSIS
11 Efectos Bioloacutegicos de las radiaciones ionizantes
La respuesta del cuerpo humano en su conjunto ante una determinada exposicioacuten a la radiacioacuten depende de los oacuterganos y tejidos irradiados de la magnitud que en cada uno alcance la zona irradiada y de la respuesta de dichos oacuterganos o tejidos Si la irradiacioacuten es local y circunscrita a una regioacuten pequentildea solamente seraacute afectado el tejido irradiado en tanto si la irradiacioacuten es a la totalidad del organismo o bien si las radiaciones actuacutean sobre tejidos u oacuterganos vitales el organismo en su conjunto seraacute el afectado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
En funcioacuten de los tejidos y ceacutelulas irradiadas los efectos bioloacutegicos debido a radiaciones ionizantes se clasifican en somaacuteticos y geneacuteticos Los primeros afectan solamente a las personas irradiadas mientras los segundos se manifiestan en los hijos de las personas irradiadas y en sus generaciones
En funcioacuten de la incidencia de las radiaciones en la produccioacuten de los efectos bioloacutegicos eacutestos se clasifican en estocaacutesticos y determiniacutesticos
Los efectos estocaacutesticos se caracterizan por que su probabilidad de ocurrencia y no su severidad es una funcioacuten de la dosis en un rango apreciable de la misma La propiedad de estos efectos bioloacutegicos son la carencia de dosis umbral y son siempre graves una vez producidos Todos los efectos hereditarios son estocaacutesticos y entre los somaacuteticos el principal es la carcinogeacutenesis
Los efectos determiniacutesticos se caracterizan porque su severidad depende de la dosis existiendo una dosis para cada efecto (dosis umbral) por debajo de la cual es probable que no se manifieste dicho efecto Se postula que uacutenicamente se manifiestan los dantildeos cuando la dosis recibida alcanza el valor umbral y su gravedad depende de la dosis recibida Entre estos efectos se encuentran la dermatitis las cataratas de los cristalinos deficiencias hematoloacutegicas la esterilidad temporal o permanente etc
EFECTOS CLINICOS DE DOSIS AGUDAS DE RADIACION IONIZANTE (CUERPO TOTAL)
R A N G O
Rango
Subcriacutetico
0-1 Sv (0-100
rem)
Rango Terapeacuteutico
1-10 Sv (100-1000 rem)
Rango Letal
Maacutes de 10 Sv (maacutes de 1000 rem)
1-2 Sv (100-200
rem)
2-6 Sv (200-600
rem)
6-10 Sv 10 a 50 Sv Maacutes de 50 Sv
Vigilancia Cliacutenica Terapia efectiva Terapia
promisoria
Terapia paliativa
Incidencia de
voacutemito
Ninguna 1 Sv 52 Sv 50
3 Sv 100 100 100
Manifestacioacuten --- 3 horas 2 horas 1 hora 30 minutos
Oacutergano afectado Ninguno Tejido hematopoyeacuteticoTracto
GastrointestinalSistema
Nerviosos Central
Signos caracteriacutesticos
Ninguno Leve reduccioacuten de leucocitos
Grave reduccioacuten de leucocitos Hemorragia Infeccioacuten depilacioacuten
con maacutes de 3 Sv
Diarrea Fiebre perturbacioacuten del
balance electroliacutetico
Convulsiones tremor letargia
Periacuteodo criacuteticoPost-exposicioacuten --- --- De 4 a 6 semanas De 5 a 14 diacuteas De 1 a 48 horas
Terapia AlentadoraAlentadora
vigilancia cliacutenicaTransfusioacuten de
sangre antibioacuteticos
Considere transplante
meacutedula oacutesea
Mantenimiento del balance electroliacutetico
Sedantes
Pronoacutestico Excelente Excelente Bueneo Reservado Sin esperanza
Convalecencia Ninguna Algunas
semanas
1 a 12 meses Larga ---
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Muertes
Muerte alos
Ninguna
---
Ninguna
---
0 a 80 (variable)
2 meses
95 a 100
2 semanas 2 diacuteas
Causa de la
muerte
--- --- Hemorragia infeccioacuten Colapso
circulatorio
Falta de respiracioacuten
derrame cerebral
2 OBJETIVO DE LA PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Con base en lo anterior se considera en las recomendaciones internacionales que el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es prevenir la ocurrencia de los efectos determiniacutesticos y reducir la incidencia de efectos estocaacutesticos hasta valores considerados aceptables dentro de las normas debido a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante
3 UNIDADES USADAS EN PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
En proteccioacuten radioloacutegica como en otras aacutereas de las ciencias desde hace algunos antildeos se ha estado tratando de homogeneizar las unidades que se utilizan para cuantificar un mismo paraacutemetro de medicioacuten en el caso que nos ocupa las unidades especiales de exposicioacuten o dosis tales como el Roumlentgen (R) rad o rem estaacuten siendo sustituidas en el Sistema Internacional (SI) por el CKg Gray (Gy) o Sievert (Sv) respectivamente En tanto para la actividad de una fuente radiactiva el Curie (Ci) estaacute siendo reemplazado por el Bequerel sin embargo para los liacutemites de dosis establecidos en la normativa internacional para el personal ocupacionalmente expuesto las unidades del SI son muy grandes y en sentido contrario las de la actividad Es por lo tanto importante para poder realizar este cambio el tener conocimiento en principio de los muacuteltiplos o factores de diez asiacute como de su simbologiacutea y significado A continuacioacuten se describen los prefijos maacutes comunes
PREFIJOSNombr
eValor Siacutembol
oNombr
eValor Siacutembol
odecicentimili
micronamopico
femtoatto
01 = 10-1
001 = 10-2
0001 = 10-3
0000001 = 10-6
0000000001 = 10-9
10-12
10-15
10-18
dcmμnpfa
DecaHectoKilo
MegaGigaTera
10 = 101
100 = 102
1000 = 103
1000000 = 106
1000000000 = 109
1000000000000 = 1012
DHKMGT
Se denominan prefijos porque ya sea el nombre su valor o siacutembolo siempre van antes del nombre o siacutembolo del paraacutemetro de medicioacuten Asiacute como desde nuestros antildeos en la educacioacuten primaria se nos ensentildeo a utilizar de manera adecuada las
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unidades como el metro (m) Kilogramo (Kg) o Kiloacutemetros por hora (Kmh) en esta etapa de nuestra vida profesional requerimos conocer unidades para mejorar nuestro desempentildeo laboral como las que se utilizan en la proteccioacuten radioloacutegica de ellas existen dos tipos de unidades las especiales y las del SI sus equivalencias se describen a continuacioacuten en la siguiente tabla
Resumen de equivalencias entre Unidades Especiales () y del Sistema Internacional
Cantidad Nombre Siacutembolo UnidadesActividad Bequerel
(Curie)Bq(Ci)
dps o s-1
37 middot 1010 BqExposicioacuten Coulomb por
Kilogramo(Roumlentgen)
(R)CKg
258 middot 10-4 CKg
Dosis Absorbida
Gray(rad)
Gy(rad)
JKg10-2 Gy
Dosis Equivalente
Sievert(rem)
Sv(rem)
JKg10-2 Sv
Ejemplo 1
En base a las equivalencias de la tabla anterior calcular lo siguiente a) 1 MBq = iquest Ci b) 1 GBq = iquest Ci c) 1 TBq = iquest Ci d) 1 mSv = iquest mrem e) 10 μSv = iquest mrem
Solucioacuten
a) Si 1 Ci = 371010 Bq = 37104 106 Bq y 1 MBq = 1106 Bq 1 Ci = 37000 MBq
b) Si 1 Ci = 371010 Bq = 37101 109 Bq y 1 GBq = 1109 Bq 1 Ci = 37 GBq
c) Si 1 Ci = 371010 Bq = 3710-3 1012 Bq y 1 TBq = 11012 Bq 1 Ci = 37 mTBq
d) Si 1 Sv = 100 rem y 1 mSv = 110-3 Sv 1 mSv = 10010-3 rem Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 4
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1 mSv = 100 mrem
e) Si 1 Sv = 100 rem y 1 Sv = 110-6 Sv 1 Sv = 10010-6 rem 10 Sv = 1 mrem
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4 PEacuteRDIDA DE ENERGIacuteA DE LA RADIACIOacuteN (IONIZACIOacuteN)
La ionizacioacuten en su concepcioacuten maacutes elemental es el proceso mediante el cual las radiaciones Alfa (α) Beta (β) yo fotones (Rayos X o γ) convierten a los aacutetomos eleacutectricamente neutros en iones al desprenderle de sus oacuterbitas a un electroacuten
41 Radiacioacuten Alfa ()
Las partiacuteculas alfa pierden energiacutea raacutepidamente en cualquier medio porque su ionizacioacuten especiacutefica es relativamente alta debido a que tienen doble carga positiva y una gran masa (4 nucleones) por lo que se pueden detener con materiales absorbedores muy delgados son por su estructura nuacutecleos de Helio
42 Radiacioacuten Beta ()
Los procesos por los cuales las partiacuteculas pierden energiacutea en absorbedores son similares al caso anterior pero su ionizacioacuten especiacutefica es menor Sin embargo se debe considerar un proceso por medio del cual se produce radiacioacuten electromagneacutetica llamado Bremsstrahlung o radiacioacuten de frenado
Una partiacutecula β tiene una masa muy pequentildea y una carga negativa cuyo valor es la mitad de la carga de una partiacutecula α de modo que para una energiacutea dada una partiacutecula β tendraacute una velocidad mucho mayor que una partiacutecula α Como resultante de eacutestos y otros factores la partiacutecula β tiene una ionizacioacuten especiacutefica maacutes baja lo que significa que su penetracioacuten en cualquier absorbedor seraacute mucho mayor que la de una partiacutecula α
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AacuteTOMO ELEacuteCTRICAMENTE NEUTRO ANTES DE LA
INTERACCIOacuteN
IONIZACIOacuteN
RADIACIOacuteN
AacuteTOMO DESPUEacuteS DE LA INTERACCIOacuteN
RADIACIOacuteNELECTROacuteN LIBRE(ION NEGATIVO)
RESTO DEL AacuteTOMO(ION POSITIVO)
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El espesor y la seleccioacuten de material para blindaje de la radiacioacuten beta depende de su capacidad para 1) detener las maacutes energeacuteticas y 2) evitar en lo posible el Bremsstrahlung Por lo tanto absorbedores con bajo nuacutemero atoacutemico como aluminio plaacutestico lucita o incluso vidrio son blindajes efectivos para partiacuteculas β En el presente trabajo se describiraacute a la β - como β y al positroacuten como β+
43 Radiacioacuten Gamma (γ)
Los rayos gamma al estar constituidos por ondas electromagneacuteticas no pierden energiacutea de manera continua al atravesar un medio como la pierden las partiacuteculas α oacute β Como resultado los rayos gamma son mucho maacutes penetrantes que la radiacioacuten α oacute β La radiacioacuten gamma se atenuacutea en la materia por los siguientes fenoacutemenos de interaccioacuten 1) el efecto fotoeleacutectrico 2) el efecto Compton y 3) produccioacuten de pares
Los materiales de densidad maacutes alta como U Th y W son los maacutes apropiados como blindaje para γ El uso de algunos de estos metales estaacute limitado por su alto costo y peso Por lo tanto se usan metales como Fe Pb Cr y Ni como blindajes para γ
5 TIPOS DE IRRADIACIOacuteN
51 Irradiacioacuten Externa
Se entiende por irradiacioacuten externa la que recibe el organismo desde fuentes exteriores al mismo El riesgo dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea e ionizacioacuten especiacutefica Es por ello que los rayos X gamma y los neutrones son los tipos de radiacioacuten que constituyen el riesgo maacutes comuacuten de irradiacioacuten externa La radiacioacuten alfa no se considera riesgosa porque es completamente absorbida por la capa muerta de la piel Las partiacuteculas beta pueden o no constituir peligro externo dependiendo de su energiacutea como son absorbidas por espesores relativamente pequentildeos de tejido la dosis que producen afectaraacute la piel y a los oacuterganos externos fundamentalmente pues la mayoriacutea de los emisores beta que se emplean comuacutenmente no producen partiacuteculas de muy alta energiacutea Los fotones X o gamma cuando tienen energiacutea suficiente penetran profundamente en el organismo irradiando cualquier oacutergano y por su uso tan ampliamente difundido requieren de atencioacuten Los neutrones se consideran el tipo de radiacioacuten maacutes peligroso tanto por ser los maacutes difiacuteciles de detectar como por su efecto sobre los tejidos ya que al interaccionar con los aacutetomos de hidroacutegeno producen protones cuyo elevado poder de ionizacioacuten causa un dantildeo grande y muy localizado
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IDEA APROXIMADA DEL PODER DE PENETRACIOacuteN DE LAS RADIACIONES NUCLEARES
52 Irradiacioacuten Interna
La irradiacioacuten interna se presenta cuando elementos radiactivos se han incorporado al organismo Los materiales radiactivos pueden ingresar al cuerpo por ingestioacuten por inhalacioacuten por absorcioacuten a traveacutes de la piel o bien por la sangre viacutea alguacuten corte o herida Nuevamente el dantildeo dependeraacute del tipo de material radiactivo incorporado su radiotoxicidad energiacutea vida media del radionuacuteclido permanencia en el organismo y el oacutergano en que se localice En este caso los emisores alfa y beta son los maacutes peligrosos debido a que por su elevada ionizacioacuten especiacutefica depositan toda o gran parte de su energiacutea en voluacutemenes reducidos de tejido produciendo un dantildeo maacutes severo que el ocasionado por radiaciones maacutes penetrantes como las gamma pues de eacutestas una porcioacuten importante puede salir del oacutergano o del cuerpo donde el material estaba depositado
6 RADIACTIVIDAD NATURAL Y ARTIFICIAL
61 Cadenas de decaimiento
La radiactividad es un fenoacutemeno que ocurre en los nuacutecleos excitados o inestables de ciertos aacutetomos que les obliga a cambiar es decir a transformarse en otro nuevo
Las cadenas de decaimiento sentildealan la transformacioacuten de un radioisoacutetopo padre a un isoacutetopo hijo el cual puede ser radiactivo o estable Como ejemplo de esto se mostraraacute a continuacioacuten la cadena de decaimiento del Cobalto-60 (60Co) y Cesio-137 (137CS)
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RADIACION
ALFA (
BETA ()
GAMMA ()
PAPEL MADERA CONCRETO
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60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest137Cs mdashmdashmdashmdashmdash137Baest
E n E n
11732 100 06617 8513325 100
En estas cadenas se observa que El 60Co cuando emite una partiacutecula β se transforma en Niacutequel-60 excitado (con exceso de energiacutea) y el cual para transformarse en Niquel-60 estable (Ni-est) emite dos rayos γ con una energiacutea (E) de 11732 y 13325 Megaelectronvolt (MeV) y una probabilidad de emisioacuten de rayos γ por cada desintegracioacuten (n) del 100 El proceso de transformacioacuten del Cs-137 a Bario-137 estable (Ba-137) es similar al del 60Co salvo que soacutelo emite un rayo γ de 06617 MeV con una probabilidad de emisioacuten del 85
62 Radiactividad Natural
El ser humano desde que nace y en toda su existencia se encuentra inmerso en una atmoacutesfera de radiaciones estas las recibe de los rayos coacutesmicos provenientes del espacio exterior como el sol y otras estrellas y de elementos radiactivos presentes en la corteza terrestre derivados principalmente del Uranio y Torio con pequentildeas cantidades de Potasio-40 y vestigios de Rubidio-87 Vanadio-50 Indio-115 y algunos maacutes
El Uranio y el Torio en sus cadenas de decaimiento producen el Radoacuten-222 el cual es un gas radiactivo que viaja con el aire que respiramos El Uranio se encuentra en toda la corteza terrestre en una concentracioacuten de dos a cuatro gramos por tonelada
Todas las rocas y consecuentemente todos los materiales de construccioacuten contienen Uranio Los vegetales para su ciclo vital requieren alimentarse de compuestos que toman del suelo y del aire entre estos compuestos se encuentran el agua y el bioacutexido de carbono que contienen entre otros Tritio y Carbono-14 respectivamente
El cuerpo humano en algunos de sus oacuterganos y principalmente en los huesos tiene pequentildeas cantidades de Potasio-40 y Rubidio-87 que son elementos radiactivos naturales y en el transcurso de su vida se le incorporan otros como los descritos en el paacuterrafo anterior debido a su cadena alimentaria
Con lo anteriormente descrito debe quedar claro que no existe la Dosis Cero de radiacioacuten para el ser humano ya que esta es irreal e imposible
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63 Radiactividad Artificial
Es la radiacioacuten generada por el ser humano y que le sirve como satisfactor en algunas de sus necesidades principalmente para el suministro de energiacutea eleacutectrica a traveacutes de la fisioacuten del aacutetomo la cual se lleva a cabo en reactores nucleares No son sin embargo los reactores nucleares el uacutenico tipo de radiacioacuten utilizada por el ser humano ya que eacutesta desde su descubrimiento se ha empleado en equipos emisores de radiacioacuten y en el siglo pasado a partir de finales de la deacutecada de los 40s se aumentoacute el uso de fuentes radiactivas en las siguientes aacutereas a) en la industria Gammagrafiacutea trazadores radioisotoacutepicos neutrografiacutea irradiacioacuten masiva de frutas vegetales y hules etc b) en la medicina diagnoacutestico terapia radioinmunoanaacutelisisl vacunas etc- c) en el medio ambiente en estudios sobre insectos desechos industriales y urbanos formacioacuten de nubes humo y niebla (smog) etc inclusive y d) en los hogares las televisiones y los relojes con caraacutetula luminosa emiten un poco de radiaciones
Por lo hasta aquiacute descrito se ve que la radiacioacuten se encuentra en todas partes y proporciona grandes beneficios cuando es utilizada consecuentemente
7 CLASIFICACION DE FUENTES DE RADIACION IONIZANTE
Las fuentes de radiacioacuten ionizante se clasifican en
71 Fuentes Radiactivas SelladasSon aquellas en las que el material radiactivo estaacute contenido dentro de una envoltura hermeacutetica de suficiente resistencia mecaacutenica contra roturas o fracturas para impedir que se establezca contacto con el radionuacuteclido o que la sustancia radiactiva se disperse en las condiciones normales previsibles de utilizacioacuten y desgaste
72 Fuentes Radiactivas AbiertasUna fuente radiactiva abierta es aquella que no cumple los requisitos de las fuentes radiactivas selladas y que en las condiciones normales de uso pueden producir contaminacioacuten externa yo interna
Las fuentes selladas durante su uso normal soacutelo producen riesgos de irradiacioacuten externa mientras no pierda hermeticidad su envoltura en tanto una fuente abierta produciraacute riesgos de irradiacioacuten externa e interna si no se maneja adecuadamente pues la posibilidad de una contaminacioacuten y su posterior ingestioacuten o inhalacioacuten es mucho mayor
73 Otras Fuentes de Radiacioacuten Ionizante
Entre eacutestas se encuentran aquellas en las que es posible controlar en cierta medida el flujo radiactivo asiacute como la energiacutea de los fotones o
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partiacuteculas tal es el caso de los diversos tipos de aceleradores de partiacuteculas reactores y tubos de rayos X en los que soacutelo existe el riesgo de irradiacioacuten externa por lo que se deberaacuten de tomar las precauciones adecuadas seguacuten el caso
8 ACTIVIDAD Y VIDA MEDIA RADIACTIVA
81 Actividad
Es el teacutermino radioloacutegico que nos indica el nuacutemero de desintegraciones que tiene un elemento radiactivo por unidad de tiempo su expresioacuten matemaacutetica es
(1)
Ahora bien supongamos que tenemos una muestra con N aacutetomos radiactivos y consideremos lo siguiente
λ Probabilidad de que cambien (constante de decaimiento)λ dt Probabilidad de que cambie un aacutetomo en el proacuteximo intervalo de
tiempoλ NdtProbabilidad de que cambien N aacutetomos en el tiempo A esta
expresioacuten se le conoce como diferencial de N (dN) por lo tanto
dN = - λ Ndt
El signo menos indica que van desapareciendo unos aacutetomos (isoacutetopo padre) para convertirse en otros (isoacutetopos hijos) Dividiendo eacutesta ecuacioacuten entre N e integrado entre sus liacutemites normales tenemos
aplicando la regla de los logaritmos y exponenciando se obtiene
por lo tanto(2)
Derivando (2) y tomando en consideracioacuten la ecuacioacuten (1)Resulta
(3)
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Sustituyendo estas ecuaciones en (2) obtenemos
(4)
Esta ecuacioacuten nos indica que la actividad residual (A) de un elemento radiactivo es igual a su actividad original (Ao) siguiendo una exponencial negativa
82 Vida Media Radiactiva
Si quisieacuteramos saber en que tiempo un elemento radiactivo tiene la mitad de su actividad original consideremos
por lo que
Sustituyendo estos valores en (4) tenemos
Obteniendo logaritmos naturales
A esta uacuteltima foacutermula se le conoce como Vida Media y su significado es el tiempo requerido para que el nuacutemero de aacutetomos radiactivos se transformen o decaigan a la mitad de su valor original
La actividad de una fuente radiactiva se mide en desintegraciones por segundo (s-1) unidad conocida como Bequerel (Bq) Tambieacuten hay una unidad especial conocida como Curie (Ci) la equivalencia entre una y otra es
1 Ci = 37middot1010 Bq = 37 GBq
Las unidades para la constante de decaimiento son las del inverso del tiempo por lo tanto si la Vida Media de un determinado radioisoacutetopo estaacute en unidades de segundos (s) minutos (min) horas (h) diacuteas (d) o antildeos (a) las unidades de la constante de decaimiento seraacuten s-1 min-1 h-1 d-1 a-1
respectivamente
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Ejemplo 2
iquestCuaacutel es el valor de la constante de decaimiento (λ) para los siguientes radioisoacutetopos Nitroacutegeno-16 Bario-137m Tecnecio-99m Iodo-131 Cobalto-60 y Cesio-137
Datos- Obteniendo las vidas medias de la Tabla IV y la foacutermula para el caacutelculo de la vida media (Tfrac12) despejando a λ obtenemos lo siguiente
Para Nitroacutegeno-16 Tfrac12 = 72 s Para Bario-137m Tfrac12 = 2552 min
Para Tecnecio-99m Tfrac12 = 602 h Para Iodo-131 Tfrac12 = 804 d
Para Cobalto-60 Tfrac12 = 5271 a Para Cesio-137 Tfrac12 = 30 a
Ejemplo 3
El diacutea de hoy se ha recibido un paquete con las siguientes fuentes radiactivas Azufre-35 Berilio-7 Cromo-51 e Iridio-192 de las cuales las dos primeras traen un certificado indicando una actividad de 370 GBq (10 Ci) cada una en la fecha de embarque las dos uacuteltimas no traiacutean certificado pero se les ha determinado una actividad de 337 y 460 GBq (911 y 1244 Ci) respectivamente si el paquete se embarcoacute hace 20 diacuteas iquestCuaacutel seraacute la actividad actual (A) de las dos primeras fuentes y cuaacutel era la actividad inicial (Ao) de las dos uacuteltimas al momento del embarque
Datos- De la Tabla IV obtenemos su respectiva vida media y utilizando la foacutermula para la actividad (4) resulta
Para Azufre-35 Tfrac12 = 8744 d
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Para Berilio-7 Tfrac12 = 5344 d
Para resolver la segunda parte del problema esto es conocer la actividad inicial (A0) de las fuentes radiactivas restantes de la ecuacioacuten (3) despejamos eacuteste termino quedando
Por lo tanto para Cromo-51 Tfrac12 = 27704 d
y para Iridio-192 Tfrac12 = 7402 d
Con los ejemplos descritos se ve como influye la constante de decaimiento (λ) o vida media (Tfrac12) en la actividad de un radioisoacutetopo
Ejercicio 1
a) De los radioisoacutetopos descritos en el Ejemplo 1 obtenga la constante de decaimiento λ en h-1 para cada uno de ellos
b) Encuentre la actividad de Ca-45 y Cf-252 si ambos (cu) teniacutean una actividad de 740 GBq (20 Ci) hace un antildeo
83 Actividad especiacutefica
Es la actividad total de un determinado radionuacuteclido por gramo de la ecuacioacuten (3) se obtiene esta cantidad para cualquier elemento radiactivo mediante lo siguiente
pero por la Ley de Avogadro
donde N es el nuacutemero de aacutetomos por unidad de masa m es la masa del elemento radiactivo en gramos (en este caso igual a uno) NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 aacutetomosg) y A es el nuacutemero maacutesico del elemento por lo que la uacuteltima ecuacioacuten resultaraacute de la siguiente manera
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Esta ecuacioacuten es vaacutelida siempre y cuando la vida media esteacute expresada en segundos
Ejemplo 4
Calcular la actividad especiacutefica del Cobalto-60 sabiendo por los datos descritos en la Tabla IV que Tfrac12 = 5271 antildeos y A = 60
Tfrac12 = 5271 antildeos = 5271 36525 24 3600 s = 16634 106 s Sustituyendo valores en la ecuacioacuten de la actividad especiacutefica resulta
Ejercicio 2
Calcule la actividad especiacutefica del Iridio-192 (Ir-192) y del Cesio-137 (Cs-137) y compare su resultado con el descrito en la Tabla IV para dichos radioisoacutetopos
84 Actividad como funcioacuten de las vidas medias
Otra manera de calcular la actividad de un radioisoacutetopo es mediante lo siguiente
De y (5)
Si t Tfrac12 representa en realidad el nuacutemero de t veces Tfrac12 esto es
(6)
entonces en esta uacuteltima relacioacuten n representa el nuacutemero de vidas medias (Tfrac12) transcurridas en el tiempo t
Sustituyendo el valor de (6) en (5) y aplicando las reglas de los logaritmos obtenemos
Sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten de la actividad da por resultado
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pero
Ejemplo 5
Se tienen varias fuentes radiactivas de las cuales se tienen las siguientes preguntas y datos
a) iquestCuaacutel es la actividad actual de una fuente de I-131 cuya actividad inicial (A0) era de 185 GBq (5 Ci) y han transcurrido 6 vidas medias desde su recibo
b) Una fuente de Co-60 es usada en teleterapia con una actividad inicial de 37 TBq (1000 Ci) iquestqueacute actividad tendraacute si han transcurrido 25 vidas medias
c) Una fuente de Ir-192 de 333 TBq (90 Ci) despueacutes de 100 diacuteas de decaimiento iquestqueacute actividad tendraacute
d) Una fuente de Na-24 de 185 GBq (500 mCi) despueacutes de 25 diacuteas de decaimiento iquestcuaacutel seraacute su actividad
Soluciones
Para a)
Para b)
Para c) Tfrac12 = 7402 d n = 100 d7402 d = 135
Para d) Tfrac12 = 15 h y t = 25 d = 25 24 h = 60 h n = 60 h15 h = 4
Ejercicio 3
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Una fuente radiactiva tiene una actividad de 222 TBq (60 Ci) iquestCuaacutel seraacute su actividad despueacutes de a) 1 b) 1585 c) 3 d) 5 y e) 7 vidas medias transcurridas
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA
91 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica
Como se sabe el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es proteger a los individuos y sus descendientes a la poblacioacuten y al medio ambiente limitando y previniendo hasta niveles aceptables los efectos que pudieran resultar de la exposicioacuten a la radiacioacuten debida a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante Para limitar y reducir la exposicioacuten a la radiacioacuten a un miacutenimo posible se deben de considerar principalmente tres factores que determinan la exposicioacuten total que la persona recibe en un campo de radiacioacuten Estos son
1 Distancia de la fuente al punto de intereacutes2 Tiempo de permanencia en el campo de radiacioacuten del punto de intereacutes3 Blindaje presente (cantidad de material y tipo) entre la fuente y el punto
de intereacutes
Se menciona el teacutermino punto de intereacutes ya que todos los desarrollos que se presentan enseguida se basan exclusivamente en la elaboracioacuten de los caacutelculos para un punto de intereacutes fijo y una fuente isotroacutepica puntual ya que los caacutelculos cuando el punto de intereacutes es moacutevil se desarrollan en el capiacutetulo 13 ldquoCaacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrialrdquo
(7)
Para determinar cualquiera de los factores anteriores es necesario establecer una relacioacuten que cuantifique la magnitud de la exposicioacuten que se estaacute recibiendo en un determinado campo de radiacioacuten a esta relacioacuten se le conoce como Rapidez de Exposicioacuten y su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
donde
A = actividad de la fuente radiactiva en Mega Bequerel (MBq) al momento de la exposicioacutenΓ = constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma esto es la rapidez de dosis a 1 metro de una fuente con 1 MBq de actividad
La actividad ya fue descrita en capiacutetulos anteriores mientras que el caacutelculo de Γ se describe enseguida
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92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma ()
La rapidez de Exposicioacuten es un paraacutemetro que indica como influye la distancia en un campo de radiacioacuten se desarrolla a partir de la Γ para una fuente puntual y un haz de radiacioacuten monoenergeacutetico y unidireccional Esta es una cantidad uacutetil en aplicaciones de la proteccioacuten radioloacutegica y es el segundo factor de importancia en el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis ya que el primero es la actividad de la fuente radiactiva
La informacioacuten que a continuacioacuten se presenta es la actualizada y fue desarrollada a partir de estudios previos La tendraacute en este texto las unidades de la rapidez de dosis equivalente del Sistema Internacional esto es mSvh para una fuente unitaria de 1 MBq a una distancia de un metro Estas unidades sustituyen a las unidades especiales usadas anteriores utilizando las siguientes conversiones
1 mCi = 37 MBq y 1 Sv = 100 rem
Otra diferencia respecto de las anteriores unidades es que la transformacioacuten de rapidez de dosis a densidad de flujo de rayos gamma fue desarrollada primeramente mediante la ecuacioacuten
(8)
Donde la energiacutea estaacute dada en MeV y los valores de los coeficientes A B C y F se describen en la Tabla I para cada grupo de energiacutea Con esos valores la queda de la siguiente manera
(9)
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por unidad de densidad de flujo ecuacioacuten (8)
El caacutelculo de la se debe de realizar para cada energiacutea gamma cuando se realizan caacutelculos de blindajes sin embargo cuando soacutelo se requiere calcular la rapidez de dosis a la que se expone una persona o la dosis equivalente que recibe lo praacutectico es usar el valor de la constante gamma del radionuacuteclido descrito en tablas
Ejemplo 6
Calcular la constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () de los siguientes radionuacuteclidos a) Cs-137 y b) Co-60
a) Datos para Cs-137 E = 066165 MeV S = 852
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Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
En funcioacuten de los tejidos y ceacutelulas irradiadas los efectos bioloacutegicos debido a radiaciones ionizantes se clasifican en somaacuteticos y geneacuteticos Los primeros afectan solamente a las personas irradiadas mientras los segundos se manifiestan en los hijos de las personas irradiadas y en sus generaciones
En funcioacuten de la incidencia de las radiaciones en la produccioacuten de los efectos bioloacutegicos eacutestos se clasifican en estocaacutesticos y determiniacutesticos
Los efectos estocaacutesticos se caracterizan por que su probabilidad de ocurrencia y no su severidad es una funcioacuten de la dosis en un rango apreciable de la misma La propiedad de estos efectos bioloacutegicos son la carencia de dosis umbral y son siempre graves una vez producidos Todos los efectos hereditarios son estocaacutesticos y entre los somaacuteticos el principal es la carcinogeacutenesis
Los efectos determiniacutesticos se caracterizan porque su severidad depende de la dosis existiendo una dosis para cada efecto (dosis umbral) por debajo de la cual es probable que no se manifieste dicho efecto Se postula que uacutenicamente se manifiestan los dantildeos cuando la dosis recibida alcanza el valor umbral y su gravedad depende de la dosis recibida Entre estos efectos se encuentran la dermatitis las cataratas de los cristalinos deficiencias hematoloacutegicas la esterilidad temporal o permanente etc
EFECTOS CLINICOS DE DOSIS AGUDAS DE RADIACION IONIZANTE (CUERPO TOTAL)
R A N G O
Rango
Subcriacutetico
0-1 Sv (0-100
rem)
Rango Terapeacuteutico
1-10 Sv (100-1000 rem)
Rango Letal
Maacutes de 10 Sv (maacutes de 1000 rem)
1-2 Sv (100-200
rem)
2-6 Sv (200-600
rem)
6-10 Sv 10 a 50 Sv Maacutes de 50 Sv
Vigilancia Cliacutenica Terapia efectiva Terapia
promisoria
Terapia paliativa
Incidencia de
voacutemito
Ninguna 1 Sv 52 Sv 50
3 Sv 100 100 100
Manifestacioacuten --- 3 horas 2 horas 1 hora 30 minutos
Oacutergano afectado Ninguno Tejido hematopoyeacuteticoTracto
GastrointestinalSistema
Nerviosos Central
Signos caracteriacutesticos
Ninguno Leve reduccioacuten de leucocitos
Grave reduccioacuten de leucocitos Hemorragia Infeccioacuten depilacioacuten
con maacutes de 3 Sv
Diarrea Fiebre perturbacioacuten del
balance electroliacutetico
Convulsiones tremor letargia
Periacuteodo criacuteticoPost-exposicioacuten --- --- De 4 a 6 semanas De 5 a 14 diacuteas De 1 a 48 horas
Terapia AlentadoraAlentadora
vigilancia cliacutenicaTransfusioacuten de
sangre antibioacuteticos
Considere transplante
meacutedula oacutesea
Mantenimiento del balance electroliacutetico
Sedantes
Pronoacutestico Excelente Excelente Bueneo Reservado Sin esperanza
Convalecencia Ninguna Algunas
semanas
1 a 12 meses Larga ---
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Muertes
Muerte alos
Ninguna
---
Ninguna
---
0 a 80 (variable)
2 meses
95 a 100
2 semanas 2 diacuteas
Causa de la
muerte
--- --- Hemorragia infeccioacuten Colapso
circulatorio
Falta de respiracioacuten
derrame cerebral
2 OBJETIVO DE LA PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Con base en lo anterior se considera en las recomendaciones internacionales que el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es prevenir la ocurrencia de los efectos determiniacutesticos y reducir la incidencia de efectos estocaacutesticos hasta valores considerados aceptables dentro de las normas debido a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante
3 UNIDADES USADAS EN PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
En proteccioacuten radioloacutegica como en otras aacutereas de las ciencias desde hace algunos antildeos se ha estado tratando de homogeneizar las unidades que se utilizan para cuantificar un mismo paraacutemetro de medicioacuten en el caso que nos ocupa las unidades especiales de exposicioacuten o dosis tales como el Roumlentgen (R) rad o rem estaacuten siendo sustituidas en el Sistema Internacional (SI) por el CKg Gray (Gy) o Sievert (Sv) respectivamente En tanto para la actividad de una fuente radiactiva el Curie (Ci) estaacute siendo reemplazado por el Bequerel sin embargo para los liacutemites de dosis establecidos en la normativa internacional para el personal ocupacionalmente expuesto las unidades del SI son muy grandes y en sentido contrario las de la actividad Es por lo tanto importante para poder realizar este cambio el tener conocimiento en principio de los muacuteltiplos o factores de diez asiacute como de su simbologiacutea y significado A continuacioacuten se describen los prefijos maacutes comunes
PREFIJOSNombr
eValor Siacutembol
oNombr
eValor Siacutembol
odecicentimili
micronamopico
femtoatto
01 = 10-1
001 = 10-2
0001 = 10-3
0000001 = 10-6
0000000001 = 10-9
10-12
10-15
10-18
dcmμnpfa
DecaHectoKilo
MegaGigaTera
10 = 101
100 = 102
1000 = 103
1000000 = 106
1000000000 = 109
1000000000000 = 1012
DHKMGT
Se denominan prefijos porque ya sea el nombre su valor o siacutembolo siempre van antes del nombre o siacutembolo del paraacutemetro de medicioacuten Asiacute como desde nuestros antildeos en la educacioacuten primaria se nos ensentildeo a utilizar de manera adecuada las
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unidades como el metro (m) Kilogramo (Kg) o Kiloacutemetros por hora (Kmh) en esta etapa de nuestra vida profesional requerimos conocer unidades para mejorar nuestro desempentildeo laboral como las que se utilizan en la proteccioacuten radioloacutegica de ellas existen dos tipos de unidades las especiales y las del SI sus equivalencias se describen a continuacioacuten en la siguiente tabla
Resumen de equivalencias entre Unidades Especiales () y del Sistema Internacional
Cantidad Nombre Siacutembolo UnidadesActividad Bequerel
(Curie)Bq(Ci)
dps o s-1
37 middot 1010 BqExposicioacuten Coulomb por
Kilogramo(Roumlentgen)
(R)CKg
258 middot 10-4 CKg
Dosis Absorbida
Gray(rad)
Gy(rad)
JKg10-2 Gy
Dosis Equivalente
Sievert(rem)
Sv(rem)
JKg10-2 Sv
Ejemplo 1
En base a las equivalencias de la tabla anterior calcular lo siguiente a) 1 MBq = iquest Ci b) 1 GBq = iquest Ci c) 1 TBq = iquest Ci d) 1 mSv = iquest mrem e) 10 μSv = iquest mrem
Solucioacuten
a) Si 1 Ci = 371010 Bq = 37104 106 Bq y 1 MBq = 1106 Bq 1 Ci = 37000 MBq
b) Si 1 Ci = 371010 Bq = 37101 109 Bq y 1 GBq = 1109 Bq 1 Ci = 37 GBq
c) Si 1 Ci = 371010 Bq = 3710-3 1012 Bq y 1 TBq = 11012 Bq 1 Ci = 37 mTBq
d) Si 1 Sv = 100 rem y 1 mSv = 110-3 Sv 1 mSv = 10010-3 rem Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 4
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
1 mSv = 100 mrem
e) Si 1 Sv = 100 rem y 1 Sv = 110-6 Sv 1 Sv = 10010-6 rem 10 Sv = 1 mrem
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4 PEacuteRDIDA DE ENERGIacuteA DE LA RADIACIOacuteN (IONIZACIOacuteN)
La ionizacioacuten en su concepcioacuten maacutes elemental es el proceso mediante el cual las radiaciones Alfa (α) Beta (β) yo fotones (Rayos X o γ) convierten a los aacutetomos eleacutectricamente neutros en iones al desprenderle de sus oacuterbitas a un electroacuten
41 Radiacioacuten Alfa ()
Las partiacuteculas alfa pierden energiacutea raacutepidamente en cualquier medio porque su ionizacioacuten especiacutefica es relativamente alta debido a que tienen doble carga positiva y una gran masa (4 nucleones) por lo que se pueden detener con materiales absorbedores muy delgados son por su estructura nuacutecleos de Helio
42 Radiacioacuten Beta ()
Los procesos por los cuales las partiacuteculas pierden energiacutea en absorbedores son similares al caso anterior pero su ionizacioacuten especiacutefica es menor Sin embargo se debe considerar un proceso por medio del cual se produce radiacioacuten electromagneacutetica llamado Bremsstrahlung o radiacioacuten de frenado
Una partiacutecula β tiene una masa muy pequentildea y una carga negativa cuyo valor es la mitad de la carga de una partiacutecula α de modo que para una energiacutea dada una partiacutecula β tendraacute una velocidad mucho mayor que una partiacutecula α Como resultante de eacutestos y otros factores la partiacutecula β tiene una ionizacioacuten especiacutefica maacutes baja lo que significa que su penetracioacuten en cualquier absorbedor seraacute mucho mayor que la de una partiacutecula α
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AacuteTOMO ELEacuteCTRICAMENTE NEUTRO ANTES DE LA
INTERACCIOacuteN
IONIZACIOacuteN
RADIACIOacuteN
AacuteTOMO DESPUEacuteS DE LA INTERACCIOacuteN
RADIACIOacuteNELECTROacuteN LIBRE(ION NEGATIVO)
RESTO DEL AacuteTOMO(ION POSITIVO)
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El espesor y la seleccioacuten de material para blindaje de la radiacioacuten beta depende de su capacidad para 1) detener las maacutes energeacuteticas y 2) evitar en lo posible el Bremsstrahlung Por lo tanto absorbedores con bajo nuacutemero atoacutemico como aluminio plaacutestico lucita o incluso vidrio son blindajes efectivos para partiacuteculas β En el presente trabajo se describiraacute a la β - como β y al positroacuten como β+
43 Radiacioacuten Gamma (γ)
Los rayos gamma al estar constituidos por ondas electromagneacuteticas no pierden energiacutea de manera continua al atravesar un medio como la pierden las partiacuteculas α oacute β Como resultado los rayos gamma son mucho maacutes penetrantes que la radiacioacuten α oacute β La radiacioacuten gamma se atenuacutea en la materia por los siguientes fenoacutemenos de interaccioacuten 1) el efecto fotoeleacutectrico 2) el efecto Compton y 3) produccioacuten de pares
Los materiales de densidad maacutes alta como U Th y W son los maacutes apropiados como blindaje para γ El uso de algunos de estos metales estaacute limitado por su alto costo y peso Por lo tanto se usan metales como Fe Pb Cr y Ni como blindajes para γ
5 TIPOS DE IRRADIACIOacuteN
51 Irradiacioacuten Externa
Se entiende por irradiacioacuten externa la que recibe el organismo desde fuentes exteriores al mismo El riesgo dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea e ionizacioacuten especiacutefica Es por ello que los rayos X gamma y los neutrones son los tipos de radiacioacuten que constituyen el riesgo maacutes comuacuten de irradiacioacuten externa La radiacioacuten alfa no se considera riesgosa porque es completamente absorbida por la capa muerta de la piel Las partiacuteculas beta pueden o no constituir peligro externo dependiendo de su energiacutea como son absorbidas por espesores relativamente pequentildeos de tejido la dosis que producen afectaraacute la piel y a los oacuterganos externos fundamentalmente pues la mayoriacutea de los emisores beta que se emplean comuacutenmente no producen partiacuteculas de muy alta energiacutea Los fotones X o gamma cuando tienen energiacutea suficiente penetran profundamente en el organismo irradiando cualquier oacutergano y por su uso tan ampliamente difundido requieren de atencioacuten Los neutrones se consideran el tipo de radiacioacuten maacutes peligroso tanto por ser los maacutes difiacuteciles de detectar como por su efecto sobre los tejidos ya que al interaccionar con los aacutetomos de hidroacutegeno producen protones cuyo elevado poder de ionizacioacuten causa un dantildeo grande y muy localizado
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IDEA APROXIMADA DEL PODER DE PENETRACIOacuteN DE LAS RADIACIONES NUCLEARES
52 Irradiacioacuten Interna
La irradiacioacuten interna se presenta cuando elementos radiactivos se han incorporado al organismo Los materiales radiactivos pueden ingresar al cuerpo por ingestioacuten por inhalacioacuten por absorcioacuten a traveacutes de la piel o bien por la sangre viacutea alguacuten corte o herida Nuevamente el dantildeo dependeraacute del tipo de material radiactivo incorporado su radiotoxicidad energiacutea vida media del radionuacuteclido permanencia en el organismo y el oacutergano en que se localice En este caso los emisores alfa y beta son los maacutes peligrosos debido a que por su elevada ionizacioacuten especiacutefica depositan toda o gran parte de su energiacutea en voluacutemenes reducidos de tejido produciendo un dantildeo maacutes severo que el ocasionado por radiaciones maacutes penetrantes como las gamma pues de eacutestas una porcioacuten importante puede salir del oacutergano o del cuerpo donde el material estaba depositado
6 RADIACTIVIDAD NATURAL Y ARTIFICIAL
61 Cadenas de decaimiento
La radiactividad es un fenoacutemeno que ocurre en los nuacutecleos excitados o inestables de ciertos aacutetomos que les obliga a cambiar es decir a transformarse en otro nuevo
Las cadenas de decaimiento sentildealan la transformacioacuten de un radioisoacutetopo padre a un isoacutetopo hijo el cual puede ser radiactivo o estable Como ejemplo de esto se mostraraacute a continuacioacuten la cadena de decaimiento del Cobalto-60 (60Co) y Cesio-137 (137CS)
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RADIACION
ALFA (
BETA ()
GAMMA ()
PAPEL MADERA CONCRETO
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60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest137Cs mdashmdashmdashmdashmdash137Baest
E n E n
11732 100 06617 8513325 100
En estas cadenas se observa que El 60Co cuando emite una partiacutecula β se transforma en Niacutequel-60 excitado (con exceso de energiacutea) y el cual para transformarse en Niquel-60 estable (Ni-est) emite dos rayos γ con una energiacutea (E) de 11732 y 13325 Megaelectronvolt (MeV) y una probabilidad de emisioacuten de rayos γ por cada desintegracioacuten (n) del 100 El proceso de transformacioacuten del Cs-137 a Bario-137 estable (Ba-137) es similar al del 60Co salvo que soacutelo emite un rayo γ de 06617 MeV con una probabilidad de emisioacuten del 85
62 Radiactividad Natural
El ser humano desde que nace y en toda su existencia se encuentra inmerso en una atmoacutesfera de radiaciones estas las recibe de los rayos coacutesmicos provenientes del espacio exterior como el sol y otras estrellas y de elementos radiactivos presentes en la corteza terrestre derivados principalmente del Uranio y Torio con pequentildeas cantidades de Potasio-40 y vestigios de Rubidio-87 Vanadio-50 Indio-115 y algunos maacutes
El Uranio y el Torio en sus cadenas de decaimiento producen el Radoacuten-222 el cual es un gas radiactivo que viaja con el aire que respiramos El Uranio se encuentra en toda la corteza terrestre en una concentracioacuten de dos a cuatro gramos por tonelada
Todas las rocas y consecuentemente todos los materiales de construccioacuten contienen Uranio Los vegetales para su ciclo vital requieren alimentarse de compuestos que toman del suelo y del aire entre estos compuestos se encuentran el agua y el bioacutexido de carbono que contienen entre otros Tritio y Carbono-14 respectivamente
El cuerpo humano en algunos de sus oacuterganos y principalmente en los huesos tiene pequentildeas cantidades de Potasio-40 y Rubidio-87 que son elementos radiactivos naturales y en el transcurso de su vida se le incorporan otros como los descritos en el paacuterrafo anterior debido a su cadena alimentaria
Con lo anteriormente descrito debe quedar claro que no existe la Dosis Cero de radiacioacuten para el ser humano ya que esta es irreal e imposible
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63 Radiactividad Artificial
Es la radiacioacuten generada por el ser humano y que le sirve como satisfactor en algunas de sus necesidades principalmente para el suministro de energiacutea eleacutectrica a traveacutes de la fisioacuten del aacutetomo la cual se lleva a cabo en reactores nucleares No son sin embargo los reactores nucleares el uacutenico tipo de radiacioacuten utilizada por el ser humano ya que eacutesta desde su descubrimiento se ha empleado en equipos emisores de radiacioacuten y en el siglo pasado a partir de finales de la deacutecada de los 40s se aumentoacute el uso de fuentes radiactivas en las siguientes aacutereas a) en la industria Gammagrafiacutea trazadores radioisotoacutepicos neutrografiacutea irradiacioacuten masiva de frutas vegetales y hules etc b) en la medicina diagnoacutestico terapia radioinmunoanaacutelisisl vacunas etc- c) en el medio ambiente en estudios sobre insectos desechos industriales y urbanos formacioacuten de nubes humo y niebla (smog) etc inclusive y d) en los hogares las televisiones y los relojes con caraacutetula luminosa emiten un poco de radiaciones
Por lo hasta aquiacute descrito se ve que la radiacioacuten se encuentra en todas partes y proporciona grandes beneficios cuando es utilizada consecuentemente
7 CLASIFICACION DE FUENTES DE RADIACION IONIZANTE
Las fuentes de radiacioacuten ionizante se clasifican en
71 Fuentes Radiactivas SelladasSon aquellas en las que el material radiactivo estaacute contenido dentro de una envoltura hermeacutetica de suficiente resistencia mecaacutenica contra roturas o fracturas para impedir que se establezca contacto con el radionuacuteclido o que la sustancia radiactiva se disperse en las condiciones normales previsibles de utilizacioacuten y desgaste
72 Fuentes Radiactivas AbiertasUna fuente radiactiva abierta es aquella que no cumple los requisitos de las fuentes radiactivas selladas y que en las condiciones normales de uso pueden producir contaminacioacuten externa yo interna
Las fuentes selladas durante su uso normal soacutelo producen riesgos de irradiacioacuten externa mientras no pierda hermeticidad su envoltura en tanto una fuente abierta produciraacute riesgos de irradiacioacuten externa e interna si no se maneja adecuadamente pues la posibilidad de una contaminacioacuten y su posterior ingestioacuten o inhalacioacuten es mucho mayor
73 Otras Fuentes de Radiacioacuten Ionizante
Entre eacutestas se encuentran aquellas en las que es posible controlar en cierta medida el flujo radiactivo asiacute como la energiacutea de los fotones o
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partiacuteculas tal es el caso de los diversos tipos de aceleradores de partiacuteculas reactores y tubos de rayos X en los que soacutelo existe el riesgo de irradiacioacuten externa por lo que se deberaacuten de tomar las precauciones adecuadas seguacuten el caso
8 ACTIVIDAD Y VIDA MEDIA RADIACTIVA
81 Actividad
Es el teacutermino radioloacutegico que nos indica el nuacutemero de desintegraciones que tiene un elemento radiactivo por unidad de tiempo su expresioacuten matemaacutetica es
(1)
Ahora bien supongamos que tenemos una muestra con N aacutetomos radiactivos y consideremos lo siguiente
λ Probabilidad de que cambien (constante de decaimiento)λ dt Probabilidad de que cambie un aacutetomo en el proacuteximo intervalo de
tiempoλ NdtProbabilidad de que cambien N aacutetomos en el tiempo A esta
expresioacuten se le conoce como diferencial de N (dN) por lo tanto
dN = - λ Ndt
El signo menos indica que van desapareciendo unos aacutetomos (isoacutetopo padre) para convertirse en otros (isoacutetopos hijos) Dividiendo eacutesta ecuacioacuten entre N e integrado entre sus liacutemites normales tenemos
aplicando la regla de los logaritmos y exponenciando se obtiene
por lo tanto(2)
Derivando (2) y tomando en consideracioacuten la ecuacioacuten (1)Resulta
(3)
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Sustituyendo estas ecuaciones en (2) obtenemos
(4)
Esta ecuacioacuten nos indica que la actividad residual (A) de un elemento radiactivo es igual a su actividad original (Ao) siguiendo una exponencial negativa
82 Vida Media Radiactiva
Si quisieacuteramos saber en que tiempo un elemento radiactivo tiene la mitad de su actividad original consideremos
por lo que
Sustituyendo estos valores en (4) tenemos
Obteniendo logaritmos naturales
A esta uacuteltima foacutermula se le conoce como Vida Media y su significado es el tiempo requerido para que el nuacutemero de aacutetomos radiactivos se transformen o decaigan a la mitad de su valor original
La actividad de una fuente radiactiva se mide en desintegraciones por segundo (s-1) unidad conocida como Bequerel (Bq) Tambieacuten hay una unidad especial conocida como Curie (Ci) la equivalencia entre una y otra es
1 Ci = 37middot1010 Bq = 37 GBq
Las unidades para la constante de decaimiento son las del inverso del tiempo por lo tanto si la Vida Media de un determinado radioisoacutetopo estaacute en unidades de segundos (s) minutos (min) horas (h) diacuteas (d) o antildeos (a) las unidades de la constante de decaimiento seraacuten s-1 min-1 h-1 d-1 a-1
respectivamente
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Ejemplo 2
iquestCuaacutel es el valor de la constante de decaimiento (λ) para los siguientes radioisoacutetopos Nitroacutegeno-16 Bario-137m Tecnecio-99m Iodo-131 Cobalto-60 y Cesio-137
Datos- Obteniendo las vidas medias de la Tabla IV y la foacutermula para el caacutelculo de la vida media (Tfrac12) despejando a λ obtenemos lo siguiente
Para Nitroacutegeno-16 Tfrac12 = 72 s Para Bario-137m Tfrac12 = 2552 min
Para Tecnecio-99m Tfrac12 = 602 h Para Iodo-131 Tfrac12 = 804 d
Para Cobalto-60 Tfrac12 = 5271 a Para Cesio-137 Tfrac12 = 30 a
Ejemplo 3
El diacutea de hoy se ha recibido un paquete con las siguientes fuentes radiactivas Azufre-35 Berilio-7 Cromo-51 e Iridio-192 de las cuales las dos primeras traen un certificado indicando una actividad de 370 GBq (10 Ci) cada una en la fecha de embarque las dos uacuteltimas no traiacutean certificado pero se les ha determinado una actividad de 337 y 460 GBq (911 y 1244 Ci) respectivamente si el paquete se embarcoacute hace 20 diacuteas iquestCuaacutel seraacute la actividad actual (A) de las dos primeras fuentes y cuaacutel era la actividad inicial (Ao) de las dos uacuteltimas al momento del embarque
Datos- De la Tabla IV obtenemos su respectiva vida media y utilizando la foacutermula para la actividad (4) resulta
Para Azufre-35 Tfrac12 = 8744 d
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Para Berilio-7 Tfrac12 = 5344 d
Para resolver la segunda parte del problema esto es conocer la actividad inicial (A0) de las fuentes radiactivas restantes de la ecuacioacuten (3) despejamos eacuteste termino quedando
Por lo tanto para Cromo-51 Tfrac12 = 27704 d
y para Iridio-192 Tfrac12 = 7402 d
Con los ejemplos descritos se ve como influye la constante de decaimiento (λ) o vida media (Tfrac12) en la actividad de un radioisoacutetopo
Ejercicio 1
a) De los radioisoacutetopos descritos en el Ejemplo 1 obtenga la constante de decaimiento λ en h-1 para cada uno de ellos
b) Encuentre la actividad de Ca-45 y Cf-252 si ambos (cu) teniacutean una actividad de 740 GBq (20 Ci) hace un antildeo
83 Actividad especiacutefica
Es la actividad total de un determinado radionuacuteclido por gramo de la ecuacioacuten (3) se obtiene esta cantidad para cualquier elemento radiactivo mediante lo siguiente
pero por la Ley de Avogadro
donde N es el nuacutemero de aacutetomos por unidad de masa m es la masa del elemento radiactivo en gramos (en este caso igual a uno) NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 aacutetomosg) y A es el nuacutemero maacutesico del elemento por lo que la uacuteltima ecuacioacuten resultaraacute de la siguiente manera
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Esta ecuacioacuten es vaacutelida siempre y cuando la vida media esteacute expresada en segundos
Ejemplo 4
Calcular la actividad especiacutefica del Cobalto-60 sabiendo por los datos descritos en la Tabla IV que Tfrac12 = 5271 antildeos y A = 60
Tfrac12 = 5271 antildeos = 5271 36525 24 3600 s = 16634 106 s Sustituyendo valores en la ecuacioacuten de la actividad especiacutefica resulta
Ejercicio 2
Calcule la actividad especiacutefica del Iridio-192 (Ir-192) y del Cesio-137 (Cs-137) y compare su resultado con el descrito en la Tabla IV para dichos radioisoacutetopos
84 Actividad como funcioacuten de las vidas medias
Otra manera de calcular la actividad de un radioisoacutetopo es mediante lo siguiente
De y (5)
Si t Tfrac12 representa en realidad el nuacutemero de t veces Tfrac12 esto es
(6)
entonces en esta uacuteltima relacioacuten n representa el nuacutemero de vidas medias (Tfrac12) transcurridas en el tiempo t
Sustituyendo el valor de (6) en (5) y aplicando las reglas de los logaritmos obtenemos
Sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten de la actividad da por resultado
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pero
Ejemplo 5
Se tienen varias fuentes radiactivas de las cuales se tienen las siguientes preguntas y datos
a) iquestCuaacutel es la actividad actual de una fuente de I-131 cuya actividad inicial (A0) era de 185 GBq (5 Ci) y han transcurrido 6 vidas medias desde su recibo
b) Una fuente de Co-60 es usada en teleterapia con una actividad inicial de 37 TBq (1000 Ci) iquestqueacute actividad tendraacute si han transcurrido 25 vidas medias
c) Una fuente de Ir-192 de 333 TBq (90 Ci) despueacutes de 100 diacuteas de decaimiento iquestqueacute actividad tendraacute
d) Una fuente de Na-24 de 185 GBq (500 mCi) despueacutes de 25 diacuteas de decaimiento iquestcuaacutel seraacute su actividad
Soluciones
Para a)
Para b)
Para c) Tfrac12 = 7402 d n = 100 d7402 d = 135
Para d) Tfrac12 = 15 h y t = 25 d = 25 24 h = 60 h n = 60 h15 h = 4
Ejercicio 3
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Una fuente radiactiva tiene una actividad de 222 TBq (60 Ci) iquestCuaacutel seraacute su actividad despueacutes de a) 1 b) 1585 c) 3 d) 5 y e) 7 vidas medias transcurridas
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA
91 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica
Como se sabe el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es proteger a los individuos y sus descendientes a la poblacioacuten y al medio ambiente limitando y previniendo hasta niveles aceptables los efectos que pudieran resultar de la exposicioacuten a la radiacioacuten debida a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante Para limitar y reducir la exposicioacuten a la radiacioacuten a un miacutenimo posible se deben de considerar principalmente tres factores que determinan la exposicioacuten total que la persona recibe en un campo de radiacioacuten Estos son
1 Distancia de la fuente al punto de intereacutes2 Tiempo de permanencia en el campo de radiacioacuten del punto de intereacutes3 Blindaje presente (cantidad de material y tipo) entre la fuente y el punto
de intereacutes
Se menciona el teacutermino punto de intereacutes ya que todos los desarrollos que se presentan enseguida se basan exclusivamente en la elaboracioacuten de los caacutelculos para un punto de intereacutes fijo y una fuente isotroacutepica puntual ya que los caacutelculos cuando el punto de intereacutes es moacutevil se desarrollan en el capiacutetulo 13 ldquoCaacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrialrdquo
(7)
Para determinar cualquiera de los factores anteriores es necesario establecer una relacioacuten que cuantifique la magnitud de la exposicioacuten que se estaacute recibiendo en un determinado campo de radiacioacuten a esta relacioacuten se le conoce como Rapidez de Exposicioacuten y su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
donde
A = actividad de la fuente radiactiva en Mega Bequerel (MBq) al momento de la exposicioacutenΓ = constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma esto es la rapidez de dosis a 1 metro de una fuente con 1 MBq de actividad
La actividad ya fue descrita en capiacutetulos anteriores mientras que el caacutelculo de Γ se describe enseguida
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92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma ()
La rapidez de Exposicioacuten es un paraacutemetro que indica como influye la distancia en un campo de radiacioacuten se desarrolla a partir de la Γ para una fuente puntual y un haz de radiacioacuten monoenergeacutetico y unidireccional Esta es una cantidad uacutetil en aplicaciones de la proteccioacuten radioloacutegica y es el segundo factor de importancia en el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis ya que el primero es la actividad de la fuente radiactiva
La informacioacuten que a continuacioacuten se presenta es la actualizada y fue desarrollada a partir de estudios previos La tendraacute en este texto las unidades de la rapidez de dosis equivalente del Sistema Internacional esto es mSvh para una fuente unitaria de 1 MBq a una distancia de un metro Estas unidades sustituyen a las unidades especiales usadas anteriores utilizando las siguientes conversiones
1 mCi = 37 MBq y 1 Sv = 100 rem
Otra diferencia respecto de las anteriores unidades es que la transformacioacuten de rapidez de dosis a densidad de flujo de rayos gamma fue desarrollada primeramente mediante la ecuacioacuten
(8)
Donde la energiacutea estaacute dada en MeV y los valores de los coeficientes A B C y F se describen en la Tabla I para cada grupo de energiacutea Con esos valores la queda de la siguiente manera
(9)
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por unidad de densidad de flujo ecuacioacuten (8)
El caacutelculo de la se debe de realizar para cada energiacutea gamma cuando se realizan caacutelculos de blindajes sin embargo cuando soacutelo se requiere calcular la rapidez de dosis a la que se expone una persona o la dosis equivalente que recibe lo praacutectico es usar el valor de la constante gamma del radionuacuteclido descrito en tablas
Ejemplo 6
Calcular la constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () de los siguientes radionuacuteclidos a) Cs-137 y b) Co-60
a) Datos para Cs-137 E = 066165 MeV S = 852
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Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
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Muertes
Muerte alos
Ninguna
---
Ninguna
---
0 a 80 (variable)
2 meses
95 a 100
2 semanas 2 diacuteas
Causa de la
muerte
--- --- Hemorragia infeccioacuten Colapso
circulatorio
Falta de respiracioacuten
derrame cerebral
2 OBJETIVO DE LA PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Con base en lo anterior se considera en las recomendaciones internacionales que el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es prevenir la ocurrencia de los efectos determiniacutesticos y reducir la incidencia de efectos estocaacutesticos hasta valores considerados aceptables dentro de las normas debido a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante
3 UNIDADES USADAS EN PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
En proteccioacuten radioloacutegica como en otras aacutereas de las ciencias desde hace algunos antildeos se ha estado tratando de homogeneizar las unidades que se utilizan para cuantificar un mismo paraacutemetro de medicioacuten en el caso que nos ocupa las unidades especiales de exposicioacuten o dosis tales como el Roumlentgen (R) rad o rem estaacuten siendo sustituidas en el Sistema Internacional (SI) por el CKg Gray (Gy) o Sievert (Sv) respectivamente En tanto para la actividad de una fuente radiactiva el Curie (Ci) estaacute siendo reemplazado por el Bequerel sin embargo para los liacutemites de dosis establecidos en la normativa internacional para el personal ocupacionalmente expuesto las unidades del SI son muy grandes y en sentido contrario las de la actividad Es por lo tanto importante para poder realizar este cambio el tener conocimiento en principio de los muacuteltiplos o factores de diez asiacute como de su simbologiacutea y significado A continuacioacuten se describen los prefijos maacutes comunes
PREFIJOSNombr
eValor Siacutembol
oNombr
eValor Siacutembol
odecicentimili
micronamopico
femtoatto
01 = 10-1
001 = 10-2
0001 = 10-3
0000001 = 10-6
0000000001 = 10-9
10-12
10-15
10-18
dcmμnpfa
DecaHectoKilo
MegaGigaTera
10 = 101
100 = 102
1000 = 103
1000000 = 106
1000000000 = 109
1000000000000 = 1012
DHKMGT
Se denominan prefijos porque ya sea el nombre su valor o siacutembolo siempre van antes del nombre o siacutembolo del paraacutemetro de medicioacuten Asiacute como desde nuestros antildeos en la educacioacuten primaria se nos ensentildeo a utilizar de manera adecuada las
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unidades como el metro (m) Kilogramo (Kg) o Kiloacutemetros por hora (Kmh) en esta etapa de nuestra vida profesional requerimos conocer unidades para mejorar nuestro desempentildeo laboral como las que se utilizan en la proteccioacuten radioloacutegica de ellas existen dos tipos de unidades las especiales y las del SI sus equivalencias se describen a continuacioacuten en la siguiente tabla
Resumen de equivalencias entre Unidades Especiales () y del Sistema Internacional
Cantidad Nombre Siacutembolo UnidadesActividad Bequerel
(Curie)Bq(Ci)
dps o s-1
37 middot 1010 BqExposicioacuten Coulomb por
Kilogramo(Roumlentgen)
(R)CKg
258 middot 10-4 CKg
Dosis Absorbida
Gray(rad)
Gy(rad)
JKg10-2 Gy
Dosis Equivalente
Sievert(rem)
Sv(rem)
JKg10-2 Sv
Ejemplo 1
En base a las equivalencias de la tabla anterior calcular lo siguiente a) 1 MBq = iquest Ci b) 1 GBq = iquest Ci c) 1 TBq = iquest Ci d) 1 mSv = iquest mrem e) 10 μSv = iquest mrem
Solucioacuten
a) Si 1 Ci = 371010 Bq = 37104 106 Bq y 1 MBq = 1106 Bq 1 Ci = 37000 MBq
b) Si 1 Ci = 371010 Bq = 37101 109 Bq y 1 GBq = 1109 Bq 1 Ci = 37 GBq
c) Si 1 Ci = 371010 Bq = 3710-3 1012 Bq y 1 TBq = 11012 Bq 1 Ci = 37 mTBq
d) Si 1 Sv = 100 rem y 1 mSv = 110-3 Sv 1 mSv = 10010-3 rem Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 4
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
1 mSv = 100 mrem
e) Si 1 Sv = 100 rem y 1 Sv = 110-6 Sv 1 Sv = 10010-6 rem 10 Sv = 1 mrem
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4 PEacuteRDIDA DE ENERGIacuteA DE LA RADIACIOacuteN (IONIZACIOacuteN)
La ionizacioacuten en su concepcioacuten maacutes elemental es el proceso mediante el cual las radiaciones Alfa (α) Beta (β) yo fotones (Rayos X o γ) convierten a los aacutetomos eleacutectricamente neutros en iones al desprenderle de sus oacuterbitas a un electroacuten
41 Radiacioacuten Alfa ()
Las partiacuteculas alfa pierden energiacutea raacutepidamente en cualquier medio porque su ionizacioacuten especiacutefica es relativamente alta debido a que tienen doble carga positiva y una gran masa (4 nucleones) por lo que se pueden detener con materiales absorbedores muy delgados son por su estructura nuacutecleos de Helio
42 Radiacioacuten Beta ()
Los procesos por los cuales las partiacuteculas pierden energiacutea en absorbedores son similares al caso anterior pero su ionizacioacuten especiacutefica es menor Sin embargo se debe considerar un proceso por medio del cual se produce radiacioacuten electromagneacutetica llamado Bremsstrahlung o radiacioacuten de frenado
Una partiacutecula β tiene una masa muy pequentildea y una carga negativa cuyo valor es la mitad de la carga de una partiacutecula α de modo que para una energiacutea dada una partiacutecula β tendraacute una velocidad mucho mayor que una partiacutecula α Como resultante de eacutestos y otros factores la partiacutecula β tiene una ionizacioacuten especiacutefica maacutes baja lo que significa que su penetracioacuten en cualquier absorbedor seraacute mucho mayor que la de una partiacutecula α
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AacuteTOMO ELEacuteCTRICAMENTE NEUTRO ANTES DE LA
INTERACCIOacuteN
IONIZACIOacuteN
RADIACIOacuteN
AacuteTOMO DESPUEacuteS DE LA INTERACCIOacuteN
RADIACIOacuteNELECTROacuteN LIBRE(ION NEGATIVO)
RESTO DEL AacuteTOMO(ION POSITIVO)
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
El espesor y la seleccioacuten de material para blindaje de la radiacioacuten beta depende de su capacidad para 1) detener las maacutes energeacuteticas y 2) evitar en lo posible el Bremsstrahlung Por lo tanto absorbedores con bajo nuacutemero atoacutemico como aluminio plaacutestico lucita o incluso vidrio son blindajes efectivos para partiacuteculas β En el presente trabajo se describiraacute a la β - como β y al positroacuten como β+
43 Radiacioacuten Gamma (γ)
Los rayos gamma al estar constituidos por ondas electromagneacuteticas no pierden energiacutea de manera continua al atravesar un medio como la pierden las partiacuteculas α oacute β Como resultado los rayos gamma son mucho maacutes penetrantes que la radiacioacuten α oacute β La radiacioacuten gamma se atenuacutea en la materia por los siguientes fenoacutemenos de interaccioacuten 1) el efecto fotoeleacutectrico 2) el efecto Compton y 3) produccioacuten de pares
Los materiales de densidad maacutes alta como U Th y W son los maacutes apropiados como blindaje para γ El uso de algunos de estos metales estaacute limitado por su alto costo y peso Por lo tanto se usan metales como Fe Pb Cr y Ni como blindajes para γ
5 TIPOS DE IRRADIACIOacuteN
51 Irradiacioacuten Externa
Se entiende por irradiacioacuten externa la que recibe el organismo desde fuentes exteriores al mismo El riesgo dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea e ionizacioacuten especiacutefica Es por ello que los rayos X gamma y los neutrones son los tipos de radiacioacuten que constituyen el riesgo maacutes comuacuten de irradiacioacuten externa La radiacioacuten alfa no se considera riesgosa porque es completamente absorbida por la capa muerta de la piel Las partiacuteculas beta pueden o no constituir peligro externo dependiendo de su energiacutea como son absorbidas por espesores relativamente pequentildeos de tejido la dosis que producen afectaraacute la piel y a los oacuterganos externos fundamentalmente pues la mayoriacutea de los emisores beta que se emplean comuacutenmente no producen partiacuteculas de muy alta energiacutea Los fotones X o gamma cuando tienen energiacutea suficiente penetran profundamente en el organismo irradiando cualquier oacutergano y por su uso tan ampliamente difundido requieren de atencioacuten Los neutrones se consideran el tipo de radiacioacuten maacutes peligroso tanto por ser los maacutes difiacuteciles de detectar como por su efecto sobre los tejidos ya que al interaccionar con los aacutetomos de hidroacutegeno producen protones cuyo elevado poder de ionizacioacuten causa un dantildeo grande y muy localizado
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IDEA APROXIMADA DEL PODER DE PENETRACIOacuteN DE LAS RADIACIONES NUCLEARES
52 Irradiacioacuten Interna
La irradiacioacuten interna se presenta cuando elementos radiactivos se han incorporado al organismo Los materiales radiactivos pueden ingresar al cuerpo por ingestioacuten por inhalacioacuten por absorcioacuten a traveacutes de la piel o bien por la sangre viacutea alguacuten corte o herida Nuevamente el dantildeo dependeraacute del tipo de material radiactivo incorporado su radiotoxicidad energiacutea vida media del radionuacuteclido permanencia en el organismo y el oacutergano en que se localice En este caso los emisores alfa y beta son los maacutes peligrosos debido a que por su elevada ionizacioacuten especiacutefica depositan toda o gran parte de su energiacutea en voluacutemenes reducidos de tejido produciendo un dantildeo maacutes severo que el ocasionado por radiaciones maacutes penetrantes como las gamma pues de eacutestas una porcioacuten importante puede salir del oacutergano o del cuerpo donde el material estaba depositado
6 RADIACTIVIDAD NATURAL Y ARTIFICIAL
61 Cadenas de decaimiento
La radiactividad es un fenoacutemeno que ocurre en los nuacutecleos excitados o inestables de ciertos aacutetomos que les obliga a cambiar es decir a transformarse en otro nuevo
Las cadenas de decaimiento sentildealan la transformacioacuten de un radioisoacutetopo padre a un isoacutetopo hijo el cual puede ser radiactivo o estable Como ejemplo de esto se mostraraacute a continuacioacuten la cadena de decaimiento del Cobalto-60 (60Co) y Cesio-137 (137CS)
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RADIACION
ALFA (
BETA ()
GAMMA ()
PAPEL MADERA CONCRETO
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60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest137Cs mdashmdashmdashmdashmdash137Baest
E n E n
11732 100 06617 8513325 100
En estas cadenas se observa que El 60Co cuando emite una partiacutecula β se transforma en Niacutequel-60 excitado (con exceso de energiacutea) y el cual para transformarse en Niquel-60 estable (Ni-est) emite dos rayos γ con una energiacutea (E) de 11732 y 13325 Megaelectronvolt (MeV) y una probabilidad de emisioacuten de rayos γ por cada desintegracioacuten (n) del 100 El proceso de transformacioacuten del Cs-137 a Bario-137 estable (Ba-137) es similar al del 60Co salvo que soacutelo emite un rayo γ de 06617 MeV con una probabilidad de emisioacuten del 85
62 Radiactividad Natural
El ser humano desde que nace y en toda su existencia se encuentra inmerso en una atmoacutesfera de radiaciones estas las recibe de los rayos coacutesmicos provenientes del espacio exterior como el sol y otras estrellas y de elementos radiactivos presentes en la corteza terrestre derivados principalmente del Uranio y Torio con pequentildeas cantidades de Potasio-40 y vestigios de Rubidio-87 Vanadio-50 Indio-115 y algunos maacutes
El Uranio y el Torio en sus cadenas de decaimiento producen el Radoacuten-222 el cual es un gas radiactivo que viaja con el aire que respiramos El Uranio se encuentra en toda la corteza terrestre en una concentracioacuten de dos a cuatro gramos por tonelada
Todas las rocas y consecuentemente todos los materiales de construccioacuten contienen Uranio Los vegetales para su ciclo vital requieren alimentarse de compuestos que toman del suelo y del aire entre estos compuestos se encuentran el agua y el bioacutexido de carbono que contienen entre otros Tritio y Carbono-14 respectivamente
El cuerpo humano en algunos de sus oacuterganos y principalmente en los huesos tiene pequentildeas cantidades de Potasio-40 y Rubidio-87 que son elementos radiactivos naturales y en el transcurso de su vida se le incorporan otros como los descritos en el paacuterrafo anterior debido a su cadena alimentaria
Con lo anteriormente descrito debe quedar claro que no existe la Dosis Cero de radiacioacuten para el ser humano ya que esta es irreal e imposible
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63 Radiactividad Artificial
Es la radiacioacuten generada por el ser humano y que le sirve como satisfactor en algunas de sus necesidades principalmente para el suministro de energiacutea eleacutectrica a traveacutes de la fisioacuten del aacutetomo la cual se lleva a cabo en reactores nucleares No son sin embargo los reactores nucleares el uacutenico tipo de radiacioacuten utilizada por el ser humano ya que eacutesta desde su descubrimiento se ha empleado en equipos emisores de radiacioacuten y en el siglo pasado a partir de finales de la deacutecada de los 40s se aumentoacute el uso de fuentes radiactivas en las siguientes aacutereas a) en la industria Gammagrafiacutea trazadores radioisotoacutepicos neutrografiacutea irradiacioacuten masiva de frutas vegetales y hules etc b) en la medicina diagnoacutestico terapia radioinmunoanaacutelisisl vacunas etc- c) en el medio ambiente en estudios sobre insectos desechos industriales y urbanos formacioacuten de nubes humo y niebla (smog) etc inclusive y d) en los hogares las televisiones y los relojes con caraacutetula luminosa emiten un poco de radiaciones
Por lo hasta aquiacute descrito se ve que la radiacioacuten se encuentra en todas partes y proporciona grandes beneficios cuando es utilizada consecuentemente
7 CLASIFICACION DE FUENTES DE RADIACION IONIZANTE
Las fuentes de radiacioacuten ionizante se clasifican en
71 Fuentes Radiactivas SelladasSon aquellas en las que el material radiactivo estaacute contenido dentro de una envoltura hermeacutetica de suficiente resistencia mecaacutenica contra roturas o fracturas para impedir que se establezca contacto con el radionuacuteclido o que la sustancia radiactiva se disperse en las condiciones normales previsibles de utilizacioacuten y desgaste
72 Fuentes Radiactivas AbiertasUna fuente radiactiva abierta es aquella que no cumple los requisitos de las fuentes radiactivas selladas y que en las condiciones normales de uso pueden producir contaminacioacuten externa yo interna
Las fuentes selladas durante su uso normal soacutelo producen riesgos de irradiacioacuten externa mientras no pierda hermeticidad su envoltura en tanto una fuente abierta produciraacute riesgos de irradiacioacuten externa e interna si no se maneja adecuadamente pues la posibilidad de una contaminacioacuten y su posterior ingestioacuten o inhalacioacuten es mucho mayor
73 Otras Fuentes de Radiacioacuten Ionizante
Entre eacutestas se encuentran aquellas en las que es posible controlar en cierta medida el flujo radiactivo asiacute como la energiacutea de los fotones o
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partiacuteculas tal es el caso de los diversos tipos de aceleradores de partiacuteculas reactores y tubos de rayos X en los que soacutelo existe el riesgo de irradiacioacuten externa por lo que se deberaacuten de tomar las precauciones adecuadas seguacuten el caso
8 ACTIVIDAD Y VIDA MEDIA RADIACTIVA
81 Actividad
Es el teacutermino radioloacutegico que nos indica el nuacutemero de desintegraciones que tiene un elemento radiactivo por unidad de tiempo su expresioacuten matemaacutetica es
(1)
Ahora bien supongamos que tenemos una muestra con N aacutetomos radiactivos y consideremos lo siguiente
λ Probabilidad de que cambien (constante de decaimiento)λ dt Probabilidad de que cambie un aacutetomo en el proacuteximo intervalo de
tiempoλ NdtProbabilidad de que cambien N aacutetomos en el tiempo A esta
expresioacuten se le conoce como diferencial de N (dN) por lo tanto
dN = - λ Ndt
El signo menos indica que van desapareciendo unos aacutetomos (isoacutetopo padre) para convertirse en otros (isoacutetopos hijos) Dividiendo eacutesta ecuacioacuten entre N e integrado entre sus liacutemites normales tenemos
aplicando la regla de los logaritmos y exponenciando se obtiene
por lo tanto(2)
Derivando (2) y tomando en consideracioacuten la ecuacioacuten (1)Resulta
(3)
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Sustituyendo estas ecuaciones en (2) obtenemos
(4)
Esta ecuacioacuten nos indica que la actividad residual (A) de un elemento radiactivo es igual a su actividad original (Ao) siguiendo una exponencial negativa
82 Vida Media Radiactiva
Si quisieacuteramos saber en que tiempo un elemento radiactivo tiene la mitad de su actividad original consideremos
por lo que
Sustituyendo estos valores en (4) tenemos
Obteniendo logaritmos naturales
A esta uacuteltima foacutermula se le conoce como Vida Media y su significado es el tiempo requerido para que el nuacutemero de aacutetomos radiactivos se transformen o decaigan a la mitad de su valor original
La actividad de una fuente radiactiva se mide en desintegraciones por segundo (s-1) unidad conocida como Bequerel (Bq) Tambieacuten hay una unidad especial conocida como Curie (Ci) la equivalencia entre una y otra es
1 Ci = 37middot1010 Bq = 37 GBq
Las unidades para la constante de decaimiento son las del inverso del tiempo por lo tanto si la Vida Media de un determinado radioisoacutetopo estaacute en unidades de segundos (s) minutos (min) horas (h) diacuteas (d) o antildeos (a) las unidades de la constante de decaimiento seraacuten s-1 min-1 h-1 d-1 a-1
respectivamente
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Ejemplo 2
iquestCuaacutel es el valor de la constante de decaimiento (λ) para los siguientes radioisoacutetopos Nitroacutegeno-16 Bario-137m Tecnecio-99m Iodo-131 Cobalto-60 y Cesio-137
Datos- Obteniendo las vidas medias de la Tabla IV y la foacutermula para el caacutelculo de la vida media (Tfrac12) despejando a λ obtenemos lo siguiente
Para Nitroacutegeno-16 Tfrac12 = 72 s Para Bario-137m Tfrac12 = 2552 min
Para Tecnecio-99m Tfrac12 = 602 h Para Iodo-131 Tfrac12 = 804 d
Para Cobalto-60 Tfrac12 = 5271 a Para Cesio-137 Tfrac12 = 30 a
Ejemplo 3
El diacutea de hoy se ha recibido un paquete con las siguientes fuentes radiactivas Azufre-35 Berilio-7 Cromo-51 e Iridio-192 de las cuales las dos primeras traen un certificado indicando una actividad de 370 GBq (10 Ci) cada una en la fecha de embarque las dos uacuteltimas no traiacutean certificado pero se les ha determinado una actividad de 337 y 460 GBq (911 y 1244 Ci) respectivamente si el paquete se embarcoacute hace 20 diacuteas iquestCuaacutel seraacute la actividad actual (A) de las dos primeras fuentes y cuaacutel era la actividad inicial (Ao) de las dos uacuteltimas al momento del embarque
Datos- De la Tabla IV obtenemos su respectiva vida media y utilizando la foacutermula para la actividad (4) resulta
Para Azufre-35 Tfrac12 = 8744 d
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Para Berilio-7 Tfrac12 = 5344 d
Para resolver la segunda parte del problema esto es conocer la actividad inicial (A0) de las fuentes radiactivas restantes de la ecuacioacuten (3) despejamos eacuteste termino quedando
Por lo tanto para Cromo-51 Tfrac12 = 27704 d
y para Iridio-192 Tfrac12 = 7402 d
Con los ejemplos descritos se ve como influye la constante de decaimiento (λ) o vida media (Tfrac12) en la actividad de un radioisoacutetopo
Ejercicio 1
a) De los radioisoacutetopos descritos en el Ejemplo 1 obtenga la constante de decaimiento λ en h-1 para cada uno de ellos
b) Encuentre la actividad de Ca-45 y Cf-252 si ambos (cu) teniacutean una actividad de 740 GBq (20 Ci) hace un antildeo
83 Actividad especiacutefica
Es la actividad total de un determinado radionuacuteclido por gramo de la ecuacioacuten (3) se obtiene esta cantidad para cualquier elemento radiactivo mediante lo siguiente
pero por la Ley de Avogadro
donde N es el nuacutemero de aacutetomos por unidad de masa m es la masa del elemento radiactivo en gramos (en este caso igual a uno) NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 aacutetomosg) y A es el nuacutemero maacutesico del elemento por lo que la uacuteltima ecuacioacuten resultaraacute de la siguiente manera
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Esta ecuacioacuten es vaacutelida siempre y cuando la vida media esteacute expresada en segundos
Ejemplo 4
Calcular la actividad especiacutefica del Cobalto-60 sabiendo por los datos descritos en la Tabla IV que Tfrac12 = 5271 antildeos y A = 60
Tfrac12 = 5271 antildeos = 5271 36525 24 3600 s = 16634 106 s Sustituyendo valores en la ecuacioacuten de la actividad especiacutefica resulta
Ejercicio 2
Calcule la actividad especiacutefica del Iridio-192 (Ir-192) y del Cesio-137 (Cs-137) y compare su resultado con el descrito en la Tabla IV para dichos radioisoacutetopos
84 Actividad como funcioacuten de las vidas medias
Otra manera de calcular la actividad de un radioisoacutetopo es mediante lo siguiente
De y (5)
Si t Tfrac12 representa en realidad el nuacutemero de t veces Tfrac12 esto es
(6)
entonces en esta uacuteltima relacioacuten n representa el nuacutemero de vidas medias (Tfrac12) transcurridas en el tiempo t
Sustituyendo el valor de (6) en (5) y aplicando las reglas de los logaritmos obtenemos
Sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten de la actividad da por resultado
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pero
Ejemplo 5
Se tienen varias fuentes radiactivas de las cuales se tienen las siguientes preguntas y datos
a) iquestCuaacutel es la actividad actual de una fuente de I-131 cuya actividad inicial (A0) era de 185 GBq (5 Ci) y han transcurrido 6 vidas medias desde su recibo
b) Una fuente de Co-60 es usada en teleterapia con una actividad inicial de 37 TBq (1000 Ci) iquestqueacute actividad tendraacute si han transcurrido 25 vidas medias
c) Una fuente de Ir-192 de 333 TBq (90 Ci) despueacutes de 100 diacuteas de decaimiento iquestqueacute actividad tendraacute
d) Una fuente de Na-24 de 185 GBq (500 mCi) despueacutes de 25 diacuteas de decaimiento iquestcuaacutel seraacute su actividad
Soluciones
Para a)
Para b)
Para c) Tfrac12 = 7402 d n = 100 d7402 d = 135
Para d) Tfrac12 = 15 h y t = 25 d = 25 24 h = 60 h n = 60 h15 h = 4
Ejercicio 3
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Una fuente radiactiva tiene una actividad de 222 TBq (60 Ci) iquestCuaacutel seraacute su actividad despueacutes de a) 1 b) 1585 c) 3 d) 5 y e) 7 vidas medias transcurridas
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA
91 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica
Como se sabe el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es proteger a los individuos y sus descendientes a la poblacioacuten y al medio ambiente limitando y previniendo hasta niveles aceptables los efectos que pudieran resultar de la exposicioacuten a la radiacioacuten debida a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante Para limitar y reducir la exposicioacuten a la radiacioacuten a un miacutenimo posible se deben de considerar principalmente tres factores que determinan la exposicioacuten total que la persona recibe en un campo de radiacioacuten Estos son
1 Distancia de la fuente al punto de intereacutes2 Tiempo de permanencia en el campo de radiacioacuten del punto de intereacutes3 Blindaje presente (cantidad de material y tipo) entre la fuente y el punto
de intereacutes
Se menciona el teacutermino punto de intereacutes ya que todos los desarrollos que se presentan enseguida se basan exclusivamente en la elaboracioacuten de los caacutelculos para un punto de intereacutes fijo y una fuente isotroacutepica puntual ya que los caacutelculos cuando el punto de intereacutes es moacutevil se desarrollan en el capiacutetulo 13 ldquoCaacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrialrdquo
(7)
Para determinar cualquiera de los factores anteriores es necesario establecer una relacioacuten que cuantifique la magnitud de la exposicioacuten que se estaacute recibiendo en un determinado campo de radiacioacuten a esta relacioacuten se le conoce como Rapidez de Exposicioacuten y su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
donde
A = actividad de la fuente radiactiva en Mega Bequerel (MBq) al momento de la exposicioacutenΓ = constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma esto es la rapidez de dosis a 1 metro de una fuente con 1 MBq de actividad
La actividad ya fue descrita en capiacutetulos anteriores mientras que el caacutelculo de Γ se describe enseguida
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92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma ()
La rapidez de Exposicioacuten es un paraacutemetro que indica como influye la distancia en un campo de radiacioacuten se desarrolla a partir de la Γ para una fuente puntual y un haz de radiacioacuten monoenergeacutetico y unidireccional Esta es una cantidad uacutetil en aplicaciones de la proteccioacuten radioloacutegica y es el segundo factor de importancia en el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis ya que el primero es la actividad de la fuente radiactiva
La informacioacuten que a continuacioacuten se presenta es la actualizada y fue desarrollada a partir de estudios previos La tendraacute en este texto las unidades de la rapidez de dosis equivalente del Sistema Internacional esto es mSvh para una fuente unitaria de 1 MBq a una distancia de un metro Estas unidades sustituyen a las unidades especiales usadas anteriores utilizando las siguientes conversiones
1 mCi = 37 MBq y 1 Sv = 100 rem
Otra diferencia respecto de las anteriores unidades es que la transformacioacuten de rapidez de dosis a densidad de flujo de rayos gamma fue desarrollada primeramente mediante la ecuacioacuten
(8)
Donde la energiacutea estaacute dada en MeV y los valores de los coeficientes A B C y F se describen en la Tabla I para cada grupo de energiacutea Con esos valores la queda de la siguiente manera
(9)
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por unidad de densidad de flujo ecuacioacuten (8)
El caacutelculo de la se debe de realizar para cada energiacutea gamma cuando se realizan caacutelculos de blindajes sin embargo cuando soacutelo se requiere calcular la rapidez de dosis a la que se expone una persona o la dosis equivalente que recibe lo praacutectico es usar el valor de la constante gamma del radionuacuteclido descrito en tablas
Ejemplo 6
Calcular la constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () de los siguientes radionuacuteclidos a) Cs-137 y b) Co-60
a) Datos para Cs-137 E = 066165 MeV S = 852
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Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
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unidades como el metro (m) Kilogramo (Kg) o Kiloacutemetros por hora (Kmh) en esta etapa de nuestra vida profesional requerimos conocer unidades para mejorar nuestro desempentildeo laboral como las que se utilizan en la proteccioacuten radioloacutegica de ellas existen dos tipos de unidades las especiales y las del SI sus equivalencias se describen a continuacioacuten en la siguiente tabla
Resumen de equivalencias entre Unidades Especiales () y del Sistema Internacional
Cantidad Nombre Siacutembolo UnidadesActividad Bequerel
(Curie)Bq(Ci)
dps o s-1
37 middot 1010 BqExposicioacuten Coulomb por
Kilogramo(Roumlentgen)
(R)CKg
258 middot 10-4 CKg
Dosis Absorbida
Gray(rad)
Gy(rad)
JKg10-2 Gy
Dosis Equivalente
Sievert(rem)
Sv(rem)
JKg10-2 Sv
Ejemplo 1
En base a las equivalencias de la tabla anterior calcular lo siguiente a) 1 MBq = iquest Ci b) 1 GBq = iquest Ci c) 1 TBq = iquest Ci d) 1 mSv = iquest mrem e) 10 μSv = iquest mrem
Solucioacuten
a) Si 1 Ci = 371010 Bq = 37104 106 Bq y 1 MBq = 1106 Bq 1 Ci = 37000 MBq
b) Si 1 Ci = 371010 Bq = 37101 109 Bq y 1 GBq = 1109 Bq 1 Ci = 37 GBq
c) Si 1 Ci = 371010 Bq = 3710-3 1012 Bq y 1 TBq = 11012 Bq 1 Ci = 37 mTBq
d) Si 1 Sv = 100 rem y 1 mSv = 110-3 Sv 1 mSv = 10010-3 rem Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 4
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1 mSv = 100 mrem
e) Si 1 Sv = 100 rem y 1 Sv = 110-6 Sv 1 Sv = 10010-6 rem 10 Sv = 1 mrem
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4 PEacuteRDIDA DE ENERGIacuteA DE LA RADIACIOacuteN (IONIZACIOacuteN)
La ionizacioacuten en su concepcioacuten maacutes elemental es el proceso mediante el cual las radiaciones Alfa (α) Beta (β) yo fotones (Rayos X o γ) convierten a los aacutetomos eleacutectricamente neutros en iones al desprenderle de sus oacuterbitas a un electroacuten
41 Radiacioacuten Alfa ()
Las partiacuteculas alfa pierden energiacutea raacutepidamente en cualquier medio porque su ionizacioacuten especiacutefica es relativamente alta debido a que tienen doble carga positiva y una gran masa (4 nucleones) por lo que se pueden detener con materiales absorbedores muy delgados son por su estructura nuacutecleos de Helio
42 Radiacioacuten Beta ()
Los procesos por los cuales las partiacuteculas pierden energiacutea en absorbedores son similares al caso anterior pero su ionizacioacuten especiacutefica es menor Sin embargo se debe considerar un proceso por medio del cual se produce radiacioacuten electromagneacutetica llamado Bremsstrahlung o radiacioacuten de frenado
Una partiacutecula β tiene una masa muy pequentildea y una carga negativa cuyo valor es la mitad de la carga de una partiacutecula α de modo que para una energiacutea dada una partiacutecula β tendraacute una velocidad mucho mayor que una partiacutecula α Como resultante de eacutestos y otros factores la partiacutecula β tiene una ionizacioacuten especiacutefica maacutes baja lo que significa que su penetracioacuten en cualquier absorbedor seraacute mucho mayor que la de una partiacutecula α
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AacuteTOMO ELEacuteCTRICAMENTE NEUTRO ANTES DE LA
INTERACCIOacuteN
IONIZACIOacuteN
RADIACIOacuteN
AacuteTOMO DESPUEacuteS DE LA INTERACCIOacuteN
RADIACIOacuteNELECTROacuteN LIBRE(ION NEGATIVO)
RESTO DEL AacuteTOMO(ION POSITIVO)
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El espesor y la seleccioacuten de material para blindaje de la radiacioacuten beta depende de su capacidad para 1) detener las maacutes energeacuteticas y 2) evitar en lo posible el Bremsstrahlung Por lo tanto absorbedores con bajo nuacutemero atoacutemico como aluminio plaacutestico lucita o incluso vidrio son blindajes efectivos para partiacuteculas β En el presente trabajo se describiraacute a la β - como β y al positroacuten como β+
43 Radiacioacuten Gamma (γ)
Los rayos gamma al estar constituidos por ondas electromagneacuteticas no pierden energiacutea de manera continua al atravesar un medio como la pierden las partiacuteculas α oacute β Como resultado los rayos gamma son mucho maacutes penetrantes que la radiacioacuten α oacute β La radiacioacuten gamma se atenuacutea en la materia por los siguientes fenoacutemenos de interaccioacuten 1) el efecto fotoeleacutectrico 2) el efecto Compton y 3) produccioacuten de pares
Los materiales de densidad maacutes alta como U Th y W son los maacutes apropiados como blindaje para γ El uso de algunos de estos metales estaacute limitado por su alto costo y peso Por lo tanto se usan metales como Fe Pb Cr y Ni como blindajes para γ
5 TIPOS DE IRRADIACIOacuteN
51 Irradiacioacuten Externa
Se entiende por irradiacioacuten externa la que recibe el organismo desde fuentes exteriores al mismo El riesgo dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea e ionizacioacuten especiacutefica Es por ello que los rayos X gamma y los neutrones son los tipos de radiacioacuten que constituyen el riesgo maacutes comuacuten de irradiacioacuten externa La radiacioacuten alfa no se considera riesgosa porque es completamente absorbida por la capa muerta de la piel Las partiacuteculas beta pueden o no constituir peligro externo dependiendo de su energiacutea como son absorbidas por espesores relativamente pequentildeos de tejido la dosis que producen afectaraacute la piel y a los oacuterganos externos fundamentalmente pues la mayoriacutea de los emisores beta que se emplean comuacutenmente no producen partiacuteculas de muy alta energiacutea Los fotones X o gamma cuando tienen energiacutea suficiente penetran profundamente en el organismo irradiando cualquier oacutergano y por su uso tan ampliamente difundido requieren de atencioacuten Los neutrones se consideran el tipo de radiacioacuten maacutes peligroso tanto por ser los maacutes difiacuteciles de detectar como por su efecto sobre los tejidos ya que al interaccionar con los aacutetomos de hidroacutegeno producen protones cuyo elevado poder de ionizacioacuten causa un dantildeo grande y muy localizado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
IDEA APROXIMADA DEL PODER DE PENETRACIOacuteN DE LAS RADIACIONES NUCLEARES
52 Irradiacioacuten Interna
La irradiacioacuten interna se presenta cuando elementos radiactivos se han incorporado al organismo Los materiales radiactivos pueden ingresar al cuerpo por ingestioacuten por inhalacioacuten por absorcioacuten a traveacutes de la piel o bien por la sangre viacutea alguacuten corte o herida Nuevamente el dantildeo dependeraacute del tipo de material radiactivo incorporado su radiotoxicidad energiacutea vida media del radionuacuteclido permanencia en el organismo y el oacutergano en que se localice En este caso los emisores alfa y beta son los maacutes peligrosos debido a que por su elevada ionizacioacuten especiacutefica depositan toda o gran parte de su energiacutea en voluacutemenes reducidos de tejido produciendo un dantildeo maacutes severo que el ocasionado por radiaciones maacutes penetrantes como las gamma pues de eacutestas una porcioacuten importante puede salir del oacutergano o del cuerpo donde el material estaba depositado
6 RADIACTIVIDAD NATURAL Y ARTIFICIAL
61 Cadenas de decaimiento
La radiactividad es un fenoacutemeno que ocurre en los nuacutecleos excitados o inestables de ciertos aacutetomos que les obliga a cambiar es decir a transformarse en otro nuevo
Las cadenas de decaimiento sentildealan la transformacioacuten de un radioisoacutetopo padre a un isoacutetopo hijo el cual puede ser radiactivo o estable Como ejemplo de esto se mostraraacute a continuacioacuten la cadena de decaimiento del Cobalto-60 (60Co) y Cesio-137 (137CS)
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RADIACION
ALFA (
BETA ()
GAMMA ()
PAPEL MADERA CONCRETO
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60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest137Cs mdashmdashmdashmdashmdash137Baest
E n E n
11732 100 06617 8513325 100
En estas cadenas se observa que El 60Co cuando emite una partiacutecula β se transforma en Niacutequel-60 excitado (con exceso de energiacutea) y el cual para transformarse en Niquel-60 estable (Ni-est) emite dos rayos γ con una energiacutea (E) de 11732 y 13325 Megaelectronvolt (MeV) y una probabilidad de emisioacuten de rayos γ por cada desintegracioacuten (n) del 100 El proceso de transformacioacuten del Cs-137 a Bario-137 estable (Ba-137) es similar al del 60Co salvo que soacutelo emite un rayo γ de 06617 MeV con una probabilidad de emisioacuten del 85
62 Radiactividad Natural
El ser humano desde que nace y en toda su existencia se encuentra inmerso en una atmoacutesfera de radiaciones estas las recibe de los rayos coacutesmicos provenientes del espacio exterior como el sol y otras estrellas y de elementos radiactivos presentes en la corteza terrestre derivados principalmente del Uranio y Torio con pequentildeas cantidades de Potasio-40 y vestigios de Rubidio-87 Vanadio-50 Indio-115 y algunos maacutes
El Uranio y el Torio en sus cadenas de decaimiento producen el Radoacuten-222 el cual es un gas radiactivo que viaja con el aire que respiramos El Uranio se encuentra en toda la corteza terrestre en una concentracioacuten de dos a cuatro gramos por tonelada
Todas las rocas y consecuentemente todos los materiales de construccioacuten contienen Uranio Los vegetales para su ciclo vital requieren alimentarse de compuestos que toman del suelo y del aire entre estos compuestos se encuentran el agua y el bioacutexido de carbono que contienen entre otros Tritio y Carbono-14 respectivamente
El cuerpo humano en algunos de sus oacuterganos y principalmente en los huesos tiene pequentildeas cantidades de Potasio-40 y Rubidio-87 que son elementos radiactivos naturales y en el transcurso de su vida se le incorporan otros como los descritos en el paacuterrafo anterior debido a su cadena alimentaria
Con lo anteriormente descrito debe quedar claro que no existe la Dosis Cero de radiacioacuten para el ser humano ya que esta es irreal e imposible
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
63 Radiactividad Artificial
Es la radiacioacuten generada por el ser humano y que le sirve como satisfactor en algunas de sus necesidades principalmente para el suministro de energiacutea eleacutectrica a traveacutes de la fisioacuten del aacutetomo la cual se lleva a cabo en reactores nucleares No son sin embargo los reactores nucleares el uacutenico tipo de radiacioacuten utilizada por el ser humano ya que eacutesta desde su descubrimiento se ha empleado en equipos emisores de radiacioacuten y en el siglo pasado a partir de finales de la deacutecada de los 40s se aumentoacute el uso de fuentes radiactivas en las siguientes aacutereas a) en la industria Gammagrafiacutea trazadores radioisotoacutepicos neutrografiacutea irradiacioacuten masiva de frutas vegetales y hules etc b) en la medicina diagnoacutestico terapia radioinmunoanaacutelisisl vacunas etc- c) en el medio ambiente en estudios sobre insectos desechos industriales y urbanos formacioacuten de nubes humo y niebla (smog) etc inclusive y d) en los hogares las televisiones y los relojes con caraacutetula luminosa emiten un poco de radiaciones
Por lo hasta aquiacute descrito se ve que la radiacioacuten se encuentra en todas partes y proporciona grandes beneficios cuando es utilizada consecuentemente
7 CLASIFICACION DE FUENTES DE RADIACION IONIZANTE
Las fuentes de radiacioacuten ionizante se clasifican en
71 Fuentes Radiactivas SelladasSon aquellas en las que el material radiactivo estaacute contenido dentro de una envoltura hermeacutetica de suficiente resistencia mecaacutenica contra roturas o fracturas para impedir que se establezca contacto con el radionuacuteclido o que la sustancia radiactiva se disperse en las condiciones normales previsibles de utilizacioacuten y desgaste
72 Fuentes Radiactivas AbiertasUna fuente radiactiva abierta es aquella que no cumple los requisitos de las fuentes radiactivas selladas y que en las condiciones normales de uso pueden producir contaminacioacuten externa yo interna
Las fuentes selladas durante su uso normal soacutelo producen riesgos de irradiacioacuten externa mientras no pierda hermeticidad su envoltura en tanto una fuente abierta produciraacute riesgos de irradiacioacuten externa e interna si no se maneja adecuadamente pues la posibilidad de una contaminacioacuten y su posterior ingestioacuten o inhalacioacuten es mucho mayor
73 Otras Fuentes de Radiacioacuten Ionizante
Entre eacutestas se encuentran aquellas en las que es posible controlar en cierta medida el flujo radiactivo asiacute como la energiacutea de los fotones o
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
partiacuteculas tal es el caso de los diversos tipos de aceleradores de partiacuteculas reactores y tubos de rayos X en los que soacutelo existe el riesgo de irradiacioacuten externa por lo que se deberaacuten de tomar las precauciones adecuadas seguacuten el caso
8 ACTIVIDAD Y VIDA MEDIA RADIACTIVA
81 Actividad
Es el teacutermino radioloacutegico que nos indica el nuacutemero de desintegraciones que tiene un elemento radiactivo por unidad de tiempo su expresioacuten matemaacutetica es
(1)
Ahora bien supongamos que tenemos una muestra con N aacutetomos radiactivos y consideremos lo siguiente
λ Probabilidad de que cambien (constante de decaimiento)λ dt Probabilidad de que cambie un aacutetomo en el proacuteximo intervalo de
tiempoλ NdtProbabilidad de que cambien N aacutetomos en el tiempo A esta
expresioacuten se le conoce como diferencial de N (dN) por lo tanto
dN = - λ Ndt
El signo menos indica que van desapareciendo unos aacutetomos (isoacutetopo padre) para convertirse en otros (isoacutetopos hijos) Dividiendo eacutesta ecuacioacuten entre N e integrado entre sus liacutemites normales tenemos
aplicando la regla de los logaritmos y exponenciando se obtiene
por lo tanto(2)
Derivando (2) y tomando en consideracioacuten la ecuacioacuten (1)Resulta
(3)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Sustituyendo estas ecuaciones en (2) obtenemos
(4)
Esta ecuacioacuten nos indica que la actividad residual (A) de un elemento radiactivo es igual a su actividad original (Ao) siguiendo una exponencial negativa
82 Vida Media Radiactiva
Si quisieacuteramos saber en que tiempo un elemento radiactivo tiene la mitad de su actividad original consideremos
por lo que
Sustituyendo estos valores en (4) tenemos
Obteniendo logaritmos naturales
A esta uacuteltima foacutermula se le conoce como Vida Media y su significado es el tiempo requerido para que el nuacutemero de aacutetomos radiactivos se transformen o decaigan a la mitad de su valor original
La actividad de una fuente radiactiva se mide en desintegraciones por segundo (s-1) unidad conocida como Bequerel (Bq) Tambieacuten hay una unidad especial conocida como Curie (Ci) la equivalencia entre una y otra es
1 Ci = 37middot1010 Bq = 37 GBq
Las unidades para la constante de decaimiento son las del inverso del tiempo por lo tanto si la Vida Media de un determinado radioisoacutetopo estaacute en unidades de segundos (s) minutos (min) horas (h) diacuteas (d) o antildeos (a) las unidades de la constante de decaimiento seraacuten s-1 min-1 h-1 d-1 a-1
respectivamente
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Ejemplo 2
iquestCuaacutel es el valor de la constante de decaimiento (λ) para los siguientes radioisoacutetopos Nitroacutegeno-16 Bario-137m Tecnecio-99m Iodo-131 Cobalto-60 y Cesio-137
Datos- Obteniendo las vidas medias de la Tabla IV y la foacutermula para el caacutelculo de la vida media (Tfrac12) despejando a λ obtenemos lo siguiente
Para Nitroacutegeno-16 Tfrac12 = 72 s Para Bario-137m Tfrac12 = 2552 min
Para Tecnecio-99m Tfrac12 = 602 h Para Iodo-131 Tfrac12 = 804 d
Para Cobalto-60 Tfrac12 = 5271 a Para Cesio-137 Tfrac12 = 30 a
Ejemplo 3
El diacutea de hoy se ha recibido un paquete con las siguientes fuentes radiactivas Azufre-35 Berilio-7 Cromo-51 e Iridio-192 de las cuales las dos primeras traen un certificado indicando una actividad de 370 GBq (10 Ci) cada una en la fecha de embarque las dos uacuteltimas no traiacutean certificado pero se les ha determinado una actividad de 337 y 460 GBq (911 y 1244 Ci) respectivamente si el paquete se embarcoacute hace 20 diacuteas iquestCuaacutel seraacute la actividad actual (A) de las dos primeras fuentes y cuaacutel era la actividad inicial (Ao) de las dos uacuteltimas al momento del embarque
Datos- De la Tabla IV obtenemos su respectiva vida media y utilizando la foacutermula para la actividad (4) resulta
Para Azufre-35 Tfrac12 = 8744 d
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Para Berilio-7 Tfrac12 = 5344 d
Para resolver la segunda parte del problema esto es conocer la actividad inicial (A0) de las fuentes radiactivas restantes de la ecuacioacuten (3) despejamos eacuteste termino quedando
Por lo tanto para Cromo-51 Tfrac12 = 27704 d
y para Iridio-192 Tfrac12 = 7402 d
Con los ejemplos descritos se ve como influye la constante de decaimiento (λ) o vida media (Tfrac12) en la actividad de un radioisoacutetopo
Ejercicio 1
a) De los radioisoacutetopos descritos en el Ejemplo 1 obtenga la constante de decaimiento λ en h-1 para cada uno de ellos
b) Encuentre la actividad de Ca-45 y Cf-252 si ambos (cu) teniacutean una actividad de 740 GBq (20 Ci) hace un antildeo
83 Actividad especiacutefica
Es la actividad total de un determinado radionuacuteclido por gramo de la ecuacioacuten (3) se obtiene esta cantidad para cualquier elemento radiactivo mediante lo siguiente
pero por la Ley de Avogadro
donde N es el nuacutemero de aacutetomos por unidad de masa m es la masa del elemento radiactivo en gramos (en este caso igual a uno) NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 aacutetomosg) y A es el nuacutemero maacutesico del elemento por lo que la uacuteltima ecuacioacuten resultaraacute de la siguiente manera
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Esta ecuacioacuten es vaacutelida siempre y cuando la vida media esteacute expresada en segundos
Ejemplo 4
Calcular la actividad especiacutefica del Cobalto-60 sabiendo por los datos descritos en la Tabla IV que Tfrac12 = 5271 antildeos y A = 60
Tfrac12 = 5271 antildeos = 5271 36525 24 3600 s = 16634 106 s Sustituyendo valores en la ecuacioacuten de la actividad especiacutefica resulta
Ejercicio 2
Calcule la actividad especiacutefica del Iridio-192 (Ir-192) y del Cesio-137 (Cs-137) y compare su resultado con el descrito en la Tabla IV para dichos radioisoacutetopos
84 Actividad como funcioacuten de las vidas medias
Otra manera de calcular la actividad de un radioisoacutetopo es mediante lo siguiente
De y (5)
Si t Tfrac12 representa en realidad el nuacutemero de t veces Tfrac12 esto es
(6)
entonces en esta uacuteltima relacioacuten n representa el nuacutemero de vidas medias (Tfrac12) transcurridas en el tiempo t
Sustituyendo el valor de (6) en (5) y aplicando las reglas de los logaritmos obtenemos
Sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten de la actividad da por resultado
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pero
Ejemplo 5
Se tienen varias fuentes radiactivas de las cuales se tienen las siguientes preguntas y datos
a) iquestCuaacutel es la actividad actual de una fuente de I-131 cuya actividad inicial (A0) era de 185 GBq (5 Ci) y han transcurrido 6 vidas medias desde su recibo
b) Una fuente de Co-60 es usada en teleterapia con una actividad inicial de 37 TBq (1000 Ci) iquestqueacute actividad tendraacute si han transcurrido 25 vidas medias
c) Una fuente de Ir-192 de 333 TBq (90 Ci) despueacutes de 100 diacuteas de decaimiento iquestqueacute actividad tendraacute
d) Una fuente de Na-24 de 185 GBq (500 mCi) despueacutes de 25 diacuteas de decaimiento iquestcuaacutel seraacute su actividad
Soluciones
Para a)
Para b)
Para c) Tfrac12 = 7402 d n = 100 d7402 d = 135
Para d) Tfrac12 = 15 h y t = 25 d = 25 24 h = 60 h n = 60 h15 h = 4
Ejercicio 3
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Una fuente radiactiva tiene una actividad de 222 TBq (60 Ci) iquestCuaacutel seraacute su actividad despueacutes de a) 1 b) 1585 c) 3 d) 5 y e) 7 vidas medias transcurridas
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA
91 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica
Como se sabe el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es proteger a los individuos y sus descendientes a la poblacioacuten y al medio ambiente limitando y previniendo hasta niveles aceptables los efectos que pudieran resultar de la exposicioacuten a la radiacioacuten debida a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante Para limitar y reducir la exposicioacuten a la radiacioacuten a un miacutenimo posible se deben de considerar principalmente tres factores que determinan la exposicioacuten total que la persona recibe en un campo de radiacioacuten Estos son
1 Distancia de la fuente al punto de intereacutes2 Tiempo de permanencia en el campo de radiacioacuten del punto de intereacutes3 Blindaje presente (cantidad de material y tipo) entre la fuente y el punto
de intereacutes
Se menciona el teacutermino punto de intereacutes ya que todos los desarrollos que se presentan enseguida se basan exclusivamente en la elaboracioacuten de los caacutelculos para un punto de intereacutes fijo y una fuente isotroacutepica puntual ya que los caacutelculos cuando el punto de intereacutes es moacutevil se desarrollan en el capiacutetulo 13 ldquoCaacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrialrdquo
(7)
Para determinar cualquiera de los factores anteriores es necesario establecer una relacioacuten que cuantifique la magnitud de la exposicioacuten que se estaacute recibiendo en un determinado campo de radiacioacuten a esta relacioacuten se le conoce como Rapidez de Exposicioacuten y su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
donde
A = actividad de la fuente radiactiva en Mega Bequerel (MBq) al momento de la exposicioacutenΓ = constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma esto es la rapidez de dosis a 1 metro de una fuente con 1 MBq de actividad
La actividad ya fue descrita en capiacutetulos anteriores mientras que el caacutelculo de Γ se describe enseguida
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92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma ()
La rapidez de Exposicioacuten es un paraacutemetro que indica como influye la distancia en un campo de radiacioacuten se desarrolla a partir de la Γ para una fuente puntual y un haz de radiacioacuten monoenergeacutetico y unidireccional Esta es una cantidad uacutetil en aplicaciones de la proteccioacuten radioloacutegica y es el segundo factor de importancia en el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis ya que el primero es la actividad de la fuente radiactiva
La informacioacuten que a continuacioacuten se presenta es la actualizada y fue desarrollada a partir de estudios previos La tendraacute en este texto las unidades de la rapidez de dosis equivalente del Sistema Internacional esto es mSvh para una fuente unitaria de 1 MBq a una distancia de un metro Estas unidades sustituyen a las unidades especiales usadas anteriores utilizando las siguientes conversiones
1 mCi = 37 MBq y 1 Sv = 100 rem
Otra diferencia respecto de las anteriores unidades es que la transformacioacuten de rapidez de dosis a densidad de flujo de rayos gamma fue desarrollada primeramente mediante la ecuacioacuten
(8)
Donde la energiacutea estaacute dada en MeV y los valores de los coeficientes A B C y F se describen en la Tabla I para cada grupo de energiacutea Con esos valores la queda de la siguiente manera
(9)
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por unidad de densidad de flujo ecuacioacuten (8)
El caacutelculo de la se debe de realizar para cada energiacutea gamma cuando se realizan caacutelculos de blindajes sin embargo cuando soacutelo se requiere calcular la rapidez de dosis a la que se expone una persona o la dosis equivalente que recibe lo praacutectico es usar el valor de la constante gamma del radionuacuteclido descrito en tablas
Ejemplo 6
Calcular la constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () de los siguientes radionuacuteclidos a) Cs-137 y b) Co-60
a) Datos para Cs-137 E = 066165 MeV S = 852
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Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 54
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
1 mSv = 100 mrem
e) Si 1 Sv = 100 rem y 1 Sv = 110-6 Sv 1 Sv = 10010-6 rem 10 Sv = 1 mrem
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
4 PEacuteRDIDA DE ENERGIacuteA DE LA RADIACIOacuteN (IONIZACIOacuteN)
La ionizacioacuten en su concepcioacuten maacutes elemental es el proceso mediante el cual las radiaciones Alfa (α) Beta (β) yo fotones (Rayos X o γ) convierten a los aacutetomos eleacutectricamente neutros en iones al desprenderle de sus oacuterbitas a un electroacuten
41 Radiacioacuten Alfa ()
Las partiacuteculas alfa pierden energiacutea raacutepidamente en cualquier medio porque su ionizacioacuten especiacutefica es relativamente alta debido a que tienen doble carga positiva y una gran masa (4 nucleones) por lo que se pueden detener con materiales absorbedores muy delgados son por su estructura nuacutecleos de Helio
42 Radiacioacuten Beta ()
Los procesos por los cuales las partiacuteculas pierden energiacutea en absorbedores son similares al caso anterior pero su ionizacioacuten especiacutefica es menor Sin embargo se debe considerar un proceso por medio del cual se produce radiacioacuten electromagneacutetica llamado Bremsstrahlung o radiacioacuten de frenado
Una partiacutecula β tiene una masa muy pequentildea y una carga negativa cuyo valor es la mitad de la carga de una partiacutecula α de modo que para una energiacutea dada una partiacutecula β tendraacute una velocidad mucho mayor que una partiacutecula α Como resultante de eacutestos y otros factores la partiacutecula β tiene una ionizacioacuten especiacutefica maacutes baja lo que significa que su penetracioacuten en cualquier absorbedor seraacute mucho mayor que la de una partiacutecula α
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 6
AacuteTOMO ELEacuteCTRICAMENTE NEUTRO ANTES DE LA
INTERACCIOacuteN
IONIZACIOacuteN
RADIACIOacuteN
AacuteTOMO DESPUEacuteS DE LA INTERACCIOacuteN
RADIACIOacuteNELECTROacuteN LIBRE(ION NEGATIVO)
RESTO DEL AacuteTOMO(ION POSITIVO)
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
El espesor y la seleccioacuten de material para blindaje de la radiacioacuten beta depende de su capacidad para 1) detener las maacutes energeacuteticas y 2) evitar en lo posible el Bremsstrahlung Por lo tanto absorbedores con bajo nuacutemero atoacutemico como aluminio plaacutestico lucita o incluso vidrio son blindajes efectivos para partiacuteculas β En el presente trabajo se describiraacute a la β - como β y al positroacuten como β+
43 Radiacioacuten Gamma (γ)
Los rayos gamma al estar constituidos por ondas electromagneacuteticas no pierden energiacutea de manera continua al atravesar un medio como la pierden las partiacuteculas α oacute β Como resultado los rayos gamma son mucho maacutes penetrantes que la radiacioacuten α oacute β La radiacioacuten gamma se atenuacutea en la materia por los siguientes fenoacutemenos de interaccioacuten 1) el efecto fotoeleacutectrico 2) el efecto Compton y 3) produccioacuten de pares
Los materiales de densidad maacutes alta como U Th y W son los maacutes apropiados como blindaje para γ El uso de algunos de estos metales estaacute limitado por su alto costo y peso Por lo tanto se usan metales como Fe Pb Cr y Ni como blindajes para γ
5 TIPOS DE IRRADIACIOacuteN
51 Irradiacioacuten Externa
Se entiende por irradiacioacuten externa la que recibe el organismo desde fuentes exteriores al mismo El riesgo dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea e ionizacioacuten especiacutefica Es por ello que los rayos X gamma y los neutrones son los tipos de radiacioacuten que constituyen el riesgo maacutes comuacuten de irradiacioacuten externa La radiacioacuten alfa no se considera riesgosa porque es completamente absorbida por la capa muerta de la piel Las partiacuteculas beta pueden o no constituir peligro externo dependiendo de su energiacutea como son absorbidas por espesores relativamente pequentildeos de tejido la dosis que producen afectaraacute la piel y a los oacuterganos externos fundamentalmente pues la mayoriacutea de los emisores beta que se emplean comuacutenmente no producen partiacuteculas de muy alta energiacutea Los fotones X o gamma cuando tienen energiacutea suficiente penetran profundamente en el organismo irradiando cualquier oacutergano y por su uso tan ampliamente difundido requieren de atencioacuten Los neutrones se consideran el tipo de radiacioacuten maacutes peligroso tanto por ser los maacutes difiacuteciles de detectar como por su efecto sobre los tejidos ya que al interaccionar con los aacutetomos de hidroacutegeno producen protones cuyo elevado poder de ionizacioacuten causa un dantildeo grande y muy localizado
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IDEA APROXIMADA DEL PODER DE PENETRACIOacuteN DE LAS RADIACIONES NUCLEARES
52 Irradiacioacuten Interna
La irradiacioacuten interna se presenta cuando elementos radiactivos se han incorporado al organismo Los materiales radiactivos pueden ingresar al cuerpo por ingestioacuten por inhalacioacuten por absorcioacuten a traveacutes de la piel o bien por la sangre viacutea alguacuten corte o herida Nuevamente el dantildeo dependeraacute del tipo de material radiactivo incorporado su radiotoxicidad energiacutea vida media del radionuacuteclido permanencia en el organismo y el oacutergano en que se localice En este caso los emisores alfa y beta son los maacutes peligrosos debido a que por su elevada ionizacioacuten especiacutefica depositan toda o gran parte de su energiacutea en voluacutemenes reducidos de tejido produciendo un dantildeo maacutes severo que el ocasionado por radiaciones maacutes penetrantes como las gamma pues de eacutestas una porcioacuten importante puede salir del oacutergano o del cuerpo donde el material estaba depositado
6 RADIACTIVIDAD NATURAL Y ARTIFICIAL
61 Cadenas de decaimiento
La radiactividad es un fenoacutemeno que ocurre en los nuacutecleos excitados o inestables de ciertos aacutetomos que les obliga a cambiar es decir a transformarse en otro nuevo
Las cadenas de decaimiento sentildealan la transformacioacuten de un radioisoacutetopo padre a un isoacutetopo hijo el cual puede ser radiactivo o estable Como ejemplo de esto se mostraraacute a continuacioacuten la cadena de decaimiento del Cobalto-60 (60Co) y Cesio-137 (137CS)
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RADIACION
ALFA (
BETA ()
GAMMA ()
PAPEL MADERA CONCRETO
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60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest137Cs mdashmdashmdashmdashmdash137Baest
E n E n
11732 100 06617 8513325 100
En estas cadenas se observa que El 60Co cuando emite una partiacutecula β se transforma en Niacutequel-60 excitado (con exceso de energiacutea) y el cual para transformarse en Niquel-60 estable (Ni-est) emite dos rayos γ con una energiacutea (E) de 11732 y 13325 Megaelectronvolt (MeV) y una probabilidad de emisioacuten de rayos γ por cada desintegracioacuten (n) del 100 El proceso de transformacioacuten del Cs-137 a Bario-137 estable (Ba-137) es similar al del 60Co salvo que soacutelo emite un rayo γ de 06617 MeV con una probabilidad de emisioacuten del 85
62 Radiactividad Natural
El ser humano desde que nace y en toda su existencia se encuentra inmerso en una atmoacutesfera de radiaciones estas las recibe de los rayos coacutesmicos provenientes del espacio exterior como el sol y otras estrellas y de elementos radiactivos presentes en la corteza terrestre derivados principalmente del Uranio y Torio con pequentildeas cantidades de Potasio-40 y vestigios de Rubidio-87 Vanadio-50 Indio-115 y algunos maacutes
El Uranio y el Torio en sus cadenas de decaimiento producen el Radoacuten-222 el cual es un gas radiactivo que viaja con el aire que respiramos El Uranio se encuentra en toda la corteza terrestre en una concentracioacuten de dos a cuatro gramos por tonelada
Todas las rocas y consecuentemente todos los materiales de construccioacuten contienen Uranio Los vegetales para su ciclo vital requieren alimentarse de compuestos que toman del suelo y del aire entre estos compuestos se encuentran el agua y el bioacutexido de carbono que contienen entre otros Tritio y Carbono-14 respectivamente
El cuerpo humano en algunos de sus oacuterganos y principalmente en los huesos tiene pequentildeas cantidades de Potasio-40 y Rubidio-87 que son elementos radiactivos naturales y en el transcurso de su vida se le incorporan otros como los descritos en el paacuterrafo anterior debido a su cadena alimentaria
Con lo anteriormente descrito debe quedar claro que no existe la Dosis Cero de radiacioacuten para el ser humano ya que esta es irreal e imposible
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63 Radiactividad Artificial
Es la radiacioacuten generada por el ser humano y que le sirve como satisfactor en algunas de sus necesidades principalmente para el suministro de energiacutea eleacutectrica a traveacutes de la fisioacuten del aacutetomo la cual se lleva a cabo en reactores nucleares No son sin embargo los reactores nucleares el uacutenico tipo de radiacioacuten utilizada por el ser humano ya que eacutesta desde su descubrimiento se ha empleado en equipos emisores de radiacioacuten y en el siglo pasado a partir de finales de la deacutecada de los 40s se aumentoacute el uso de fuentes radiactivas en las siguientes aacutereas a) en la industria Gammagrafiacutea trazadores radioisotoacutepicos neutrografiacutea irradiacioacuten masiva de frutas vegetales y hules etc b) en la medicina diagnoacutestico terapia radioinmunoanaacutelisisl vacunas etc- c) en el medio ambiente en estudios sobre insectos desechos industriales y urbanos formacioacuten de nubes humo y niebla (smog) etc inclusive y d) en los hogares las televisiones y los relojes con caraacutetula luminosa emiten un poco de radiaciones
Por lo hasta aquiacute descrito se ve que la radiacioacuten se encuentra en todas partes y proporciona grandes beneficios cuando es utilizada consecuentemente
7 CLASIFICACION DE FUENTES DE RADIACION IONIZANTE
Las fuentes de radiacioacuten ionizante se clasifican en
71 Fuentes Radiactivas SelladasSon aquellas en las que el material radiactivo estaacute contenido dentro de una envoltura hermeacutetica de suficiente resistencia mecaacutenica contra roturas o fracturas para impedir que se establezca contacto con el radionuacuteclido o que la sustancia radiactiva se disperse en las condiciones normales previsibles de utilizacioacuten y desgaste
72 Fuentes Radiactivas AbiertasUna fuente radiactiva abierta es aquella que no cumple los requisitos de las fuentes radiactivas selladas y que en las condiciones normales de uso pueden producir contaminacioacuten externa yo interna
Las fuentes selladas durante su uso normal soacutelo producen riesgos de irradiacioacuten externa mientras no pierda hermeticidad su envoltura en tanto una fuente abierta produciraacute riesgos de irradiacioacuten externa e interna si no se maneja adecuadamente pues la posibilidad de una contaminacioacuten y su posterior ingestioacuten o inhalacioacuten es mucho mayor
73 Otras Fuentes de Radiacioacuten Ionizante
Entre eacutestas se encuentran aquellas en las que es posible controlar en cierta medida el flujo radiactivo asiacute como la energiacutea de los fotones o
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partiacuteculas tal es el caso de los diversos tipos de aceleradores de partiacuteculas reactores y tubos de rayos X en los que soacutelo existe el riesgo de irradiacioacuten externa por lo que se deberaacuten de tomar las precauciones adecuadas seguacuten el caso
8 ACTIVIDAD Y VIDA MEDIA RADIACTIVA
81 Actividad
Es el teacutermino radioloacutegico que nos indica el nuacutemero de desintegraciones que tiene un elemento radiactivo por unidad de tiempo su expresioacuten matemaacutetica es
(1)
Ahora bien supongamos que tenemos una muestra con N aacutetomos radiactivos y consideremos lo siguiente
λ Probabilidad de que cambien (constante de decaimiento)λ dt Probabilidad de que cambie un aacutetomo en el proacuteximo intervalo de
tiempoλ NdtProbabilidad de que cambien N aacutetomos en el tiempo A esta
expresioacuten se le conoce como diferencial de N (dN) por lo tanto
dN = - λ Ndt
El signo menos indica que van desapareciendo unos aacutetomos (isoacutetopo padre) para convertirse en otros (isoacutetopos hijos) Dividiendo eacutesta ecuacioacuten entre N e integrado entre sus liacutemites normales tenemos
aplicando la regla de los logaritmos y exponenciando se obtiene
por lo tanto(2)
Derivando (2) y tomando en consideracioacuten la ecuacioacuten (1)Resulta
(3)
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Sustituyendo estas ecuaciones en (2) obtenemos
(4)
Esta ecuacioacuten nos indica que la actividad residual (A) de un elemento radiactivo es igual a su actividad original (Ao) siguiendo una exponencial negativa
82 Vida Media Radiactiva
Si quisieacuteramos saber en que tiempo un elemento radiactivo tiene la mitad de su actividad original consideremos
por lo que
Sustituyendo estos valores en (4) tenemos
Obteniendo logaritmos naturales
A esta uacuteltima foacutermula se le conoce como Vida Media y su significado es el tiempo requerido para que el nuacutemero de aacutetomos radiactivos se transformen o decaigan a la mitad de su valor original
La actividad de una fuente radiactiva se mide en desintegraciones por segundo (s-1) unidad conocida como Bequerel (Bq) Tambieacuten hay una unidad especial conocida como Curie (Ci) la equivalencia entre una y otra es
1 Ci = 37middot1010 Bq = 37 GBq
Las unidades para la constante de decaimiento son las del inverso del tiempo por lo tanto si la Vida Media de un determinado radioisoacutetopo estaacute en unidades de segundos (s) minutos (min) horas (h) diacuteas (d) o antildeos (a) las unidades de la constante de decaimiento seraacuten s-1 min-1 h-1 d-1 a-1
respectivamente
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Ejemplo 2
iquestCuaacutel es el valor de la constante de decaimiento (λ) para los siguientes radioisoacutetopos Nitroacutegeno-16 Bario-137m Tecnecio-99m Iodo-131 Cobalto-60 y Cesio-137
Datos- Obteniendo las vidas medias de la Tabla IV y la foacutermula para el caacutelculo de la vida media (Tfrac12) despejando a λ obtenemos lo siguiente
Para Nitroacutegeno-16 Tfrac12 = 72 s Para Bario-137m Tfrac12 = 2552 min
Para Tecnecio-99m Tfrac12 = 602 h Para Iodo-131 Tfrac12 = 804 d
Para Cobalto-60 Tfrac12 = 5271 a Para Cesio-137 Tfrac12 = 30 a
Ejemplo 3
El diacutea de hoy se ha recibido un paquete con las siguientes fuentes radiactivas Azufre-35 Berilio-7 Cromo-51 e Iridio-192 de las cuales las dos primeras traen un certificado indicando una actividad de 370 GBq (10 Ci) cada una en la fecha de embarque las dos uacuteltimas no traiacutean certificado pero se les ha determinado una actividad de 337 y 460 GBq (911 y 1244 Ci) respectivamente si el paquete se embarcoacute hace 20 diacuteas iquestCuaacutel seraacute la actividad actual (A) de las dos primeras fuentes y cuaacutel era la actividad inicial (Ao) de las dos uacuteltimas al momento del embarque
Datos- De la Tabla IV obtenemos su respectiva vida media y utilizando la foacutermula para la actividad (4) resulta
Para Azufre-35 Tfrac12 = 8744 d
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Para Berilio-7 Tfrac12 = 5344 d
Para resolver la segunda parte del problema esto es conocer la actividad inicial (A0) de las fuentes radiactivas restantes de la ecuacioacuten (3) despejamos eacuteste termino quedando
Por lo tanto para Cromo-51 Tfrac12 = 27704 d
y para Iridio-192 Tfrac12 = 7402 d
Con los ejemplos descritos se ve como influye la constante de decaimiento (λ) o vida media (Tfrac12) en la actividad de un radioisoacutetopo
Ejercicio 1
a) De los radioisoacutetopos descritos en el Ejemplo 1 obtenga la constante de decaimiento λ en h-1 para cada uno de ellos
b) Encuentre la actividad de Ca-45 y Cf-252 si ambos (cu) teniacutean una actividad de 740 GBq (20 Ci) hace un antildeo
83 Actividad especiacutefica
Es la actividad total de un determinado radionuacuteclido por gramo de la ecuacioacuten (3) se obtiene esta cantidad para cualquier elemento radiactivo mediante lo siguiente
pero por la Ley de Avogadro
donde N es el nuacutemero de aacutetomos por unidad de masa m es la masa del elemento radiactivo en gramos (en este caso igual a uno) NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 aacutetomosg) y A es el nuacutemero maacutesico del elemento por lo que la uacuteltima ecuacioacuten resultaraacute de la siguiente manera
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Esta ecuacioacuten es vaacutelida siempre y cuando la vida media esteacute expresada en segundos
Ejemplo 4
Calcular la actividad especiacutefica del Cobalto-60 sabiendo por los datos descritos en la Tabla IV que Tfrac12 = 5271 antildeos y A = 60
Tfrac12 = 5271 antildeos = 5271 36525 24 3600 s = 16634 106 s Sustituyendo valores en la ecuacioacuten de la actividad especiacutefica resulta
Ejercicio 2
Calcule la actividad especiacutefica del Iridio-192 (Ir-192) y del Cesio-137 (Cs-137) y compare su resultado con el descrito en la Tabla IV para dichos radioisoacutetopos
84 Actividad como funcioacuten de las vidas medias
Otra manera de calcular la actividad de un radioisoacutetopo es mediante lo siguiente
De y (5)
Si t Tfrac12 representa en realidad el nuacutemero de t veces Tfrac12 esto es
(6)
entonces en esta uacuteltima relacioacuten n representa el nuacutemero de vidas medias (Tfrac12) transcurridas en el tiempo t
Sustituyendo el valor de (6) en (5) y aplicando las reglas de los logaritmos obtenemos
Sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten de la actividad da por resultado
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pero
Ejemplo 5
Se tienen varias fuentes radiactivas de las cuales se tienen las siguientes preguntas y datos
a) iquestCuaacutel es la actividad actual de una fuente de I-131 cuya actividad inicial (A0) era de 185 GBq (5 Ci) y han transcurrido 6 vidas medias desde su recibo
b) Una fuente de Co-60 es usada en teleterapia con una actividad inicial de 37 TBq (1000 Ci) iquestqueacute actividad tendraacute si han transcurrido 25 vidas medias
c) Una fuente de Ir-192 de 333 TBq (90 Ci) despueacutes de 100 diacuteas de decaimiento iquestqueacute actividad tendraacute
d) Una fuente de Na-24 de 185 GBq (500 mCi) despueacutes de 25 diacuteas de decaimiento iquestcuaacutel seraacute su actividad
Soluciones
Para a)
Para b)
Para c) Tfrac12 = 7402 d n = 100 d7402 d = 135
Para d) Tfrac12 = 15 h y t = 25 d = 25 24 h = 60 h n = 60 h15 h = 4
Ejercicio 3
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Una fuente radiactiva tiene una actividad de 222 TBq (60 Ci) iquestCuaacutel seraacute su actividad despueacutes de a) 1 b) 1585 c) 3 d) 5 y e) 7 vidas medias transcurridas
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA
91 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica
Como se sabe el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es proteger a los individuos y sus descendientes a la poblacioacuten y al medio ambiente limitando y previniendo hasta niveles aceptables los efectos que pudieran resultar de la exposicioacuten a la radiacioacuten debida a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante Para limitar y reducir la exposicioacuten a la radiacioacuten a un miacutenimo posible se deben de considerar principalmente tres factores que determinan la exposicioacuten total que la persona recibe en un campo de radiacioacuten Estos son
1 Distancia de la fuente al punto de intereacutes2 Tiempo de permanencia en el campo de radiacioacuten del punto de intereacutes3 Blindaje presente (cantidad de material y tipo) entre la fuente y el punto
de intereacutes
Se menciona el teacutermino punto de intereacutes ya que todos los desarrollos que se presentan enseguida se basan exclusivamente en la elaboracioacuten de los caacutelculos para un punto de intereacutes fijo y una fuente isotroacutepica puntual ya que los caacutelculos cuando el punto de intereacutes es moacutevil se desarrollan en el capiacutetulo 13 ldquoCaacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrialrdquo
(7)
Para determinar cualquiera de los factores anteriores es necesario establecer una relacioacuten que cuantifique la magnitud de la exposicioacuten que se estaacute recibiendo en un determinado campo de radiacioacuten a esta relacioacuten se le conoce como Rapidez de Exposicioacuten y su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
donde
A = actividad de la fuente radiactiva en Mega Bequerel (MBq) al momento de la exposicioacutenΓ = constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma esto es la rapidez de dosis a 1 metro de una fuente con 1 MBq de actividad
La actividad ya fue descrita en capiacutetulos anteriores mientras que el caacutelculo de Γ se describe enseguida
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92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma ()
La rapidez de Exposicioacuten es un paraacutemetro que indica como influye la distancia en un campo de radiacioacuten se desarrolla a partir de la Γ para una fuente puntual y un haz de radiacioacuten monoenergeacutetico y unidireccional Esta es una cantidad uacutetil en aplicaciones de la proteccioacuten radioloacutegica y es el segundo factor de importancia en el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis ya que el primero es la actividad de la fuente radiactiva
La informacioacuten que a continuacioacuten se presenta es la actualizada y fue desarrollada a partir de estudios previos La tendraacute en este texto las unidades de la rapidez de dosis equivalente del Sistema Internacional esto es mSvh para una fuente unitaria de 1 MBq a una distancia de un metro Estas unidades sustituyen a las unidades especiales usadas anteriores utilizando las siguientes conversiones
1 mCi = 37 MBq y 1 Sv = 100 rem
Otra diferencia respecto de las anteriores unidades es que la transformacioacuten de rapidez de dosis a densidad de flujo de rayos gamma fue desarrollada primeramente mediante la ecuacioacuten
(8)
Donde la energiacutea estaacute dada en MeV y los valores de los coeficientes A B C y F se describen en la Tabla I para cada grupo de energiacutea Con esos valores la queda de la siguiente manera
(9)
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por unidad de densidad de flujo ecuacioacuten (8)
El caacutelculo de la se debe de realizar para cada energiacutea gamma cuando se realizan caacutelculos de blindajes sin embargo cuando soacutelo se requiere calcular la rapidez de dosis a la que se expone una persona o la dosis equivalente que recibe lo praacutectico es usar el valor de la constante gamma del radionuacuteclido descrito en tablas
Ejemplo 6
Calcular la constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () de los siguientes radionuacuteclidos a) Cs-137 y b) Co-60
a) Datos para Cs-137 E = 066165 MeV S = 852
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Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 63
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
4 PEacuteRDIDA DE ENERGIacuteA DE LA RADIACIOacuteN (IONIZACIOacuteN)
La ionizacioacuten en su concepcioacuten maacutes elemental es el proceso mediante el cual las radiaciones Alfa (α) Beta (β) yo fotones (Rayos X o γ) convierten a los aacutetomos eleacutectricamente neutros en iones al desprenderle de sus oacuterbitas a un electroacuten
41 Radiacioacuten Alfa ()
Las partiacuteculas alfa pierden energiacutea raacutepidamente en cualquier medio porque su ionizacioacuten especiacutefica es relativamente alta debido a que tienen doble carga positiva y una gran masa (4 nucleones) por lo que se pueden detener con materiales absorbedores muy delgados son por su estructura nuacutecleos de Helio
42 Radiacioacuten Beta ()
Los procesos por los cuales las partiacuteculas pierden energiacutea en absorbedores son similares al caso anterior pero su ionizacioacuten especiacutefica es menor Sin embargo se debe considerar un proceso por medio del cual se produce radiacioacuten electromagneacutetica llamado Bremsstrahlung o radiacioacuten de frenado
Una partiacutecula β tiene una masa muy pequentildea y una carga negativa cuyo valor es la mitad de la carga de una partiacutecula α de modo que para una energiacutea dada una partiacutecula β tendraacute una velocidad mucho mayor que una partiacutecula α Como resultante de eacutestos y otros factores la partiacutecula β tiene una ionizacioacuten especiacutefica maacutes baja lo que significa que su penetracioacuten en cualquier absorbedor seraacute mucho mayor que la de una partiacutecula α
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AacuteTOMO ELEacuteCTRICAMENTE NEUTRO ANTES DE LA
INTERACCIOacuteN
IONIZACIOacuteN
RADIACIOacuteN
AacuteTOMO DESPUEacuteS DE LA INTERACCIOacuteN
RADIACIOacuteNELECTROacuteN LIBRE(ION NEGATIVO)
RESTO DEL AacuteTOMO(ION POSITIVO)
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
El espesor y la seleccioacuten de material para blindaje de la radiacioacuten beta depende de su capacidad para 1) detener las maacutes energeacuteticas y 2) evitar en lo posible el Bremsstrahlung Por lo tanto absorbedores con bajo nuacutemero atoacutemico como aluminio plaacutestico lucita o incluso vidrio son blindajes efectivos para partiacuteculas β En el presente trabajo se describiraacute a la β - como β y al positroacuten como β+
43 Radiacioacuten Gamma (γ)
Los rayos gamma al estar constituidos por ondas electromagneacuteticas no pierden energiacutea de manera continua al atravesar un medio como la pierden las partiacuteculas α oacute β Como resultado los rayos gamma son mucho maacutes penetrantes que la radiacioacuten α oacute β La radiacioacuten gamma se atenuacutea en la materia por los siguientes fenoacutemenos de interaccioacuten 1) el efecto fotoeleacutectrico 2) el efecto Compton y 3) produccioacuten de pares
Los materiales de densidad maacutes alta como U Th y W son los maacutes apropiados como blindaje para γ El uso de algunos de estos metales estaacute limitado por su alto costo y peso Por lo tanto se usan metales como Fe Pb Cr y Ni como blindajes para γ
5 TIPOS DE IRRADIACIOacuteN
51 Irradiacioacuten Externa
Se entiende por irradiacioacuten externa la que recibe el organismo desde fuentes exteriores al mismo El riesgo dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea e ionizacioacuten especiacutefica Es por ello que los rayos X gamma y los neutrones son los tipos de radiacioacuten que constituyen el riesgo maacutes comuacuten de irradiacioacuten externa La radiacioacuten alfa no se considera riesgosa porque es completamente absorbida por la capa muerta de la piel Las partiacuteculas beta pueden o no constituir peligro externo dependiendo de su energiacutea como son absorbidas por espesores relativamente pequentildeos de tejido la dosis que producen afectaraacute la piel y a los oacuterganos externos fundamentalmente pues la mayoriacutea de los emisores beta que se emplean comuacutenmente no producen partiacuteculas de muy alta energiacutea Los fotones X o gamma cuando tienen energiacutea suficiente penetran profundamente en el organismo irradiando cualquier oacutergano y por su uso tan ampliamente difundido requieren de atencioacuten Los neutrones se consideran el tipo de radiacioacuten maacutes peligroso tanto por ser los maacutes difiacuteciles de detectar como por su efecto sobre los tejidos ya que al interaccionar con los aacutetomos de hidroacutegeno producen protones cuyo elevado poder de ionizacioacuten causa un dantildeo grande y muy localizado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 7
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
IDEA APROXIMADA DEL PODER DE PENETRACIOacuteN DE LAS RADIACIONES NUCLEARES
52 Irradiacioacuten Interna
La irradiacioacuten interna se presenta cuando elementos radiactivos se han incorporado al organismo Los materiales radiactivos pueden ingresar al cuerpo por ingestioacuten por inhalacioacuten por absorcioacuten a traveacutes de la piel o bien por la sangre viacutea alguacuten corte o herida Nuevamente el dantildeo dependeraacute del tipo de material radiactivo incorporado su radiotoxicidad energiacutea vida media del radionuacuteclido permanencia en el organismo y el oacutergano en que se localice En este caso los emisores alfa y beta son los maacutes peligrosos debido a que por su elevada ionizacioacuten especiacutefica depositan toda o gran parte de su energiacutea en voluacutemenes reducidos de tejido produciendo un dantildeo maacutes severo que el ocasionado por radiaciones maacutes penetrantes como las gamma pues de eacutestas una porcioacuten importante puede salir del oacutergano o del cuerpo donde el material estaba depositado
6 RADIACTIVIDAD NATURAL Y ARTIFICIAL
61 Cadenas de decaimiento
La radiactividad es un fenoacutemeno que ocurre en los nuacutecleos excitados o inestables de ciertos aacutetomos que les obliga a cambiar es decir a transformarse en otro nuevo
Las cadenas de decaimiento sentildealan la transformacioacuten de un radioisoacutetopo padre a un isoacutetopo hijo el cual puede ser radiactivo o estable Como ejemplo de esto se mostraraacute a continuacioacuten la cadena de decaimiento del Cobalto-60 (60Co) y Cesio-137 (137CS)
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RADIACION
ALFA (
BETA ()
GAMMA ()
PAPEL MADERA CONCRETO
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest137Cs mdashmdashmdashmdashmdash137Baest
E n E n
11732 100 06617 8513325 100
En estas cadenas se observa que El 60Co cuando emite una partiacutecula β se transforma en Niacutequel-60 excitado (con exceso de energiacutea) y el cual para transformarse en Niquel-60 estable (Ni-est) emite dos rayos γ con una energiacutea (E) de 11732 y 13325 Megaelectronvolt (MeV) y una probabilidad de emisioacuten de rayos γ por cada desintegracioacuten (n) del 100 El proceso de transformacioacuten del Cs-137 a Bario-137 estable (Ba-137) es similar al del 60Co salvo que soacutelo emite un rayo γ de 06617 MeV con una probabilidad de emisioacuten del 85
62 Radiactividad Natural
El ser humano desde que nace y en toda su existencia se encuentra inmerso en una atmoacutesfera de radiaciones estas las recibe de los rayos coacutesmicos provenientes del espacio exterior como el sol y otras estrellas y de elementos radiactivos presentes en la corteza terrestre derivados principalmente del Uranio y Torio con pequentildeas cantidades de Potasio-40 y vestigios de Rubidio-87 Vanadio-50 Indio-115 y algunos maacutes
El Uranio y el Torio en sus cadenas de decaimiento producen el Radoacuten-222 el cual es un gas radiactivo que viaja con el aire que respiramos El Uranio se encuentra en toda la corteza terrestre en una concentracioacuten de dos a cuatro gramos por tonelada
Todas las rocas y consecuentemente todos los materiales de construccioacuten contienen Uranio Los vegetales para su ciclo vital requieren alimentarse de compuestos que toman del suelo y del aire entre estos compuestos se encuentran el agua y el bioacutexido de carbono que contienen entre otros Tritio y Carbono-14 respectivamente
El cuerpo humano en algunos de sus oacuterganos y principalmente en los huesos tiene pequentildeas cantidades de Potasio-40 y Rubidio-87 que son elementos radiactivos naturales y en el transcurso de su vida se le incorporan otros como los descritos en el paacuterrafo anterior debido a su cadena alimentaria
Con lo anteriormente descrito debe quedar claro que no existe la Dosis Cero de radiacioacuten para el ser humano ya que esta es irreal e imposible
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
63 Radiactividad Artificial
Es la radiacioacuten generada por el ser humano y que le sirve como satisfactor en algunas de sus necesidades principalmente para el suministro de energiacutea eleacutectrica a traveacutes de la fisioacuten del aacutetomo la cual se lleva a cabo en reactores nucleares No son sin embargo los reactores nucleares el uacutenico tipo de radiacioacuten utilizada por el ser humano ya que eacutesta desde su descubrimiento se ha empleado en equipos emisores de radiacioacuten y en el siglo pasado a partir de finales de la deacutecada de los 40s se aumentoacute el uso de fuentes radiactivas en las siguientes aacutereas a) en la industria Gammagrafiacutea trazadores radioisotoacutepicos neutrografiacutea irradiacioacuten masiva de frutas vegetales y hules etc b) en la medicina diagnoacutestico terapia radioinmunoanaacutelisisl vacunas etc- c) en el medio ambiente en estudios sobre insectos desechos industriales y urbanos formacioacuten de nubes humo y niebla (smog) etc inclusive y d) en los hogares las televisiones y los relojes con caraacutetula luminosa emiten un poco de radiaciones
Por lo hasta aquiacute descrito se ve que la radiacioacuten se encuentra en todas partes y proporciona grandes beneficios cuando es utilizada consecuentemente
7 CLASIFICACION DE FUENTES DE RADIACION IONIZANTE
Las fuentes de radiacioacuten ionizante se clasifican en
71 Fuentes Radiactivas SelladasSon aquellas en las que el material radiactivo estaacute contenido dentro de una envoltura hermeacutetica de suficiente resistencia mecaacutenica contra roturas o fracturas para impedir que se establezca contacto con el radionuacuteclido o que la sustancia radiactiva se disperse en las condiciones normales previsibles de utilizacioacuten y desgaste
72 Fuentes Radiactivas AbiertasUna fuente radiactiva abierta es aquella que no cumple los requisitos de las fuentes radiactivas selladas y que en las condiciones normales de uso pueden producir contaminacioacuten externa yo interna
Las fuentes selladas durante su uso normal soacutelo producen riesgos de irradiacioacuten externa mientras no pierda hermeticidad su envoltura en tanto una fuente abierta produciraacute riesgos de irradiacioacuten externa e interna si no se maneja adecuadamente pues la posibilidad de una contaminacioacuten y su posterior ingestioacuten o inhalacioacuten es mucho mayor
73 Otras Fuentes de Radiacioacuten Ionizante
Entre eacutestas se encuentran aquellas en las que es posible controlar en cierta medida el flujo radiactivo asiacute como la energiacutea de los fotones o
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
partiacuteculas tal es el caso de los diversos tipos de aceleradores de partiacuteculas reactores y tubos de rayos X en los que soacutelo existe el riesgo de irradiacioacuten externa por lo que se deberaacuten de tomar las precauciones adecuadas seguacuten el caso
8 ACTIVIDAD Y VIDA MEDIA RADIACTIVA
81 Actividad
Es el teacutermino radioloacutegico que nos indica el nuacutemero de desintegraciones que tiene un elemento radiactivo por unidad de tiempo su expresioacuten matemaacutetica es
(1)
Ahora bien supongamos que tenemos una muestra con N aacutetomos radiactivos y consideremos lo siguiente
λ Probabilidad de que cambien (constante de decaimiento)λ dt Probabilidad de que cambie un aacutetomo en el proacuteximo intervalo de
tiempoλ NdtProbabilidad de que cambien N aacutetomos en el tiempo A esta
expresioacuten se le conoce como diferencial de N (dN) por lo tanto
dN = - λ Ndt
El signo menos indica que van desapareciendo unos aacutetomos (isoacutetopo padre) para convertirse en otros (isoacutetopos hijos) Dividiendo eacutesta ecuacioacuten entre N e integrado entre sus liacutemites normales tenemos
aplicando la regla de los logaritmos y exponenciando se obtiene
por lo tanto(2)
Derivando (2) y tomando en consideracioacuten la ecuacioacuten (1)Resulta
(3)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Sustituyendo estas ecuaciones en (2) obtenemos
(4)
Esta ecuacioacuten nos indica que la actividad residual (A) de un elemento radiactivo es igual a su actividad original (Ao) siguiendo una exponencial negativa
82 Vida Media Radiactiva
Si quisieacuteramos saber en que tiempo un elemento radiactivo tiene la mitad de su actividad original consideremos
por lo que
Sustituyendo estos valores en (4) tenemos
Obteniendo logaritmos naturales
A esta uacuteltima foacutermula se le conoce como Vida Media y su significado es el tiempo requerido para que el nuacutemero de aacutetomos radiactivos se transformen o decaigan a la mitad de su valor original
La actividad de una fuente radiactiva se mide en desintegraciones por segundo (s-1) unidad conocida como Bequerel (Bq) Tambieacuten hay una unidad especial conocida como Curie (Ci) la equivalencia entre una y otra es
1 Ci = 37middot1010 Bq = 37 GBq
Las unidades para la constante de decaimiento son las del inverso del tiempo por lo tanto si la Vida Media de un determinado radioisoacutetopo estaacute en unidades de segundos (s) minutos (min) horas (h) diacuteas (d) o antildeos (a) las unidades de la constante de decaimiento seraacuten s-1 min-1 h-1 d-1 a-1
respectivamente
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Ejemplo 2
iquestCuaacutel es el valor de la constante de decaimiento (λ) para los siguientes radioisoacutetopos Nitroacutegeno-16 Bario-137m Tecnecio-99m Iodo-131 Cobalto-60 y Cesio-137
Datos- Obteniendo las vidas medias de la Tabla IV y la foacutermula para el caacutelculo de la vida media (Tfrac12) despejando a λ obtenemos lo siguiente
Para Nitroacutegeno-16 Tfrac12 = 72 s Para Bario-137m Tfrac12 = 2552 min
Para Tecnecio-99m Tfrac12 = 602 h Para Iodo-131 Tfrac12 = 804 d
Para Cobalto-60 Tfrac12 = 5271 a Para Cesio-137 Tfrac12 = 30 a
Ejemplo 3
El diacutea de hoy se ha recibido un paquete con las siguientes fuentes radiactivas Azufre-35 Berilio-7 Cromo-51 e Iridio-192 de las cuales las dos primeras traen un certificado indicando una actividad de 370 GBq (10 Ci) cada una en la fecha de embarque las dos uacuteltimas no traiacutean certificado pero se les ha determinado una actividad de 337 y 460 GBq (911 y 1244 Ci) respectivamente si el paquete se embarcoacute hace 20 diacuteas iquestCuaacutel seraacute la actividad actual (A) de las dos primeras fuentes y cuaacutel era la actividad inicial (Ao) de las dos uacuteltimas al momento del embarque
Datos- De la Tabla IV obtenemos su respectiva vida media y utilizando la foacutermula para la actividad (4) resulta
Para Azufre-35 Tfrac12 = 8744 d
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Para Berilio-7 Tfrac12 = 5344 d
Para resolver la segunda parte del problema esto es conocer la actividad inicial (A0) de las fuentes radiactivas restantes de la ecuacioacuten (3) despejamos eacuteste termino quedando
Por lo tanto para Cromo-51 Tfrac12 = 27704 d
y para Iridio-192 Tfrac12 = 7402 d
Con los ejemplos descritos se ve como influye la constante de decaimiento (λ) o vida media (Tfrac12) en la actividad de un radioisoacutetopo
Ejercicio 1
a) De los radioisoacutetopos descritos en el Ejemplo 1 obtenga la constante de decaimiento λ en h-1 para cada uno de ellos
b) Encuentre la actividad de Ca-45 y Cf-252 si ambos (cu) teniacutean una actividad de 740 GBq (20 Ci) hace un antildeo
83 Actividad especiacutefica
Es la actividad total de un determinado radionuacuteclido por gramo de la ecuacioacuten (3) se obtiene esta cantidad para cualquier elemento radiactivo mediante lo siguiente
pero por la Ley de Avogadro
donde N es el nuacutemero de aacutetomos por unidad de masa m es la masa del elemento radiactivo en gramos (en este caso igual a uno) NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 aacutetomosg) y A es el nuacutemero maacutesico del elemento por lo que la uacuteltima ecuacioacuten resultaraacute de la siguiente manera
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Esta ecuacioacuten es vaacutelida siempre y cuando la vida media esteacute expresada en segundos
Ejemplo 4
Calcular la actividad especiacutefica del Cobalto-60 sabiendo por los datos descritos en la Tabla IV que Tfrac12 = 5271 antildeos y A = 60
Tfrac12 = 5271 antildeos = 5271 36525 24 3600 s = 16634 106 s Sustituyendo valores en la ecuacioacuten de la actividad especiacutefica resulta
Ejercicio 2
Calcule la actividad especiacutefica del Iridio-192 (Ir-192) y del Cesio-137 (Cs-137) y compare su resultado con el descrito en la Tabla IV para dichos radioisoacutetopos
84 Actividad como funcioacuten de las vidas medias
Otra manera de calcular la actividad de un radioisoacutetopo es mediante lo siguiente
De y (5)
Si t Tfrac12 representa en realidad el nuacutemero de t veces Tfrac12 esto es
(6)
entonces en esta uacuteltima relacioacuten n representa el nuacutemero de vidas medias (Tfrac12) transcurridas en el tiempo t
Sustituyendo el valor de (6) en (5) y aplicando las reglas de los logaritmos obtenemos
Sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten de la actividad da por resultado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
pero
Ejemplo 5
Se tienen varias fuentes radiactivas de las cuales se tienen las siguientes preguntas y datos
a) iquestCuaacutel es la actividad actual de una fuente de I-131 cuya actividad inicial (A0) era de 185 GBq (5 Ci) y han transcurrido 6 vidas medias desde su recibo
b) Una fuente de Co-60 es usada en teleterapia con una actividad inicial de 37 TBq (1000 Ci) iquestqueacute actividad tendraacute si han transcurrido 25 vidas medias
c) Una fuente de Ir-192 de 333 TBq (90 Ci) despueacutes de 100 diacuteas de decaimiento iquestqueacute actividad tendraacute
d) Una fuente de Na-24 de 185 GBq (500 mCi) despueacutes de 25 diacuteas de decaimiento iquestcuaacutel seraacute su actividad
Soluciones
Para a)
Para b)
Para c) Tfrac12 = 7402 d n = 100 d7402 d = 135
Para d) Tfrac12 = 15 h y t = 25 d = 25 24 h = 60 h n = 60 h15 h = 4
Ejercicio 3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Una fuente radiactiva tiene una actividad de 222 TBq (60 Ci) iquestCuaacutel seraacute su actividad despueacutes de a) 1 b) 1585 c) 3 d) 5 y e) 7 vidas medias transcurridas
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA
91 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica
Como se sabe el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es proteger a los individuos y sus descendientes a la poblacioacuten y al medio ambiente limitando y previniendo hasta niveles aceptables los efectos que pudieran resultar de la exposicioacuten a la radiacioacuten debida a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante Para limitar y reducir la exposicioacuten a la radiacioacuten a un miacutenimo posible se deben de considerar principalmente tres factores que determinan la exposicioacuten total que la persona recibe en un campo de radiacioacuten Estos son
1 Distancia de la fuente al punto de intereacutes2 Tiempo de permanencia en el campo de radiacioacuten del punto de intereacutes3 Blindaje presente (cantidad de material y tipo) entre la fuente y el punto
de intereacutes
Se menciona el teacutermino punto de intereacutes ya que todos los desarrollos que se presentan enseguida se basan exclusivamente en la elaboracioacuten de los caacutelculos para un punto de intereacutes fijo y una fuente isotroacutepica puntual ya que los caacutelculos cuando el punto de intereacutes es moacutevil se desarrollan en el capiacutetulo 13 ldquoCaacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrialrdquo
(7)
Para determinar cualquiera de los factores anteriores es necesario establecer una relacioacuten que cuantifique la magnitud de la exposicioacuten que se estaacute recibiendo en un determinado campo de radiacioacuten a esta relacioacuten se le conoce como Rapidez de Exposicioacuten y su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
donde
A = actividad de la fuente radiactiva en Mega Bequerel (MBq) al momento de la exposicioacutenΓ = constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma esto es la rapidez de dosis a 1 metro de una fuente con 1 MBq de actividad
La actividad ya fue descrita en capiacutetulos anteriores mientras que el caacutelculo de Γ se describe enseguida
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92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma ()
La rapidez de Exposicioacuten es un paraacutemetro que indica como influye la distancia en un campo de radiacioacuten se desarrolla a partir de la Γ para una fuente puntual y un haz de radiacioacuten monoenergeacutetico y unidireccional Esta es una cantidad uacutetil en aplicaciones de la proteccioacuten radioloacutegica y es el segundo factor de importancia en el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis ya que el primero es la actividad de la fuente radiactiva
La informacioacuten que a continuacioacuten se presenta es la actualizada y fue desarrollada a partir de estudios previos La tendraacute en este texto las unidades de la rapidez de dosis equivalente del Sistema Internacional esto es mSvh para una fuente unitaria de 1 MBq a una distancia de un metro Estas unidades sustituyen a las unidades especiales usadas anteriores utilizando las siguientes conversiones
1 mCi = 37 MBq y 1 Sv = 100 rem
Otra diferencia respecto de las anteriores unidades es que la transformacioacuten de rapidez de dosis a densidad de flujo de rayos gamma fue desarrollada primeramente mediante la ecuacioacuten
(8)
Donde la energiacutea estaacute dada en MeV y los valores de los coeficientes A B C y F se describen en la Tabla I para cada grupo de energiacutea Con esos valores la queda de la siguiente manera
(9)
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por unidad de densidad de flujo ecuacioacuten (8)
El caacutelculo de la se debe de realizar para cada energiacutea gamma cuando se realizan caacutelculos de blindajes sin embargo cuando soacutelo se requiere calcular la rapidez de dosis a la que se expone una persona o la dosis equivalente que recibe lo praacutectico es usar el valor de la constante gamma del radionuacuteclido descrito en tablas
Ejemplo 6
Calcular la constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () de los siguientes radionuacuteclidos a) Cs-137 y b) Co-60
a) Datos para Cs-137 E = 066165 MeV S = 852
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Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
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El espesor y la seleccioacuten de material para blindaje de la radiacioacuten beta depende de su capacidad para 1) detener las maacutes energeacuteticas y 2) evitar en lo posible el Bremsstrahlung Por lo tanto absorbedores con bajo nuacutemero atoacutemico como aluminio plaacutestico lucita o incluso vidrio son blindajes efectivos para partiacuteculas β En el presente trabajo se describiraacute a la β - como β y al positroacuten como β+
43 Radiacioacuten Gamma (γ)
Los rayos gamma al estar constituidos por ondas electromagneacuteticas no pierden energiacutea de manera continua al atravesar un medio como la pierden las partiacuteculas α oacute β Como resultado los rayos gamma son mucho maacutes penetrantes que la radiacioacuten α oacute β La radiacioacuten gamma se atenuacutea en la materia por los siguientes fenoacutemenos de interaccioacuten 1) el efecto fotoeleacutectrico 2) el efecto Compton y 3) produccioacuten de pares
Los materiales de densidad maacutes alta como U Th y W son los maacutes apropiados como blindaje para γ El uso de algunos de estos metales estaacute limitado por su alto costo y peso Por lo tanto se usan metales como Fe Pb Cr y Ni como blindajes para γ
5 TIPOS DE IRRADIACIOacuteN
51 Irradiacioacuten Externa
Se entiende por irradiacioacuten externa la que recibe el organismo desde fuentes exteriores al mismo El riesgo dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea e ionizacioacuten especiacutefica Es por ello que los rayos X gamma y los neutrones son los tipos de radiacioacuten que constituyen el riesgo maacutes comuacuten de irradiacioacuten externa La radiacioacuten alfa no se considera riesgosa porque es completamente absorbida por la capa muerta de la piel Las partiacuteculas beta pueden o no constituir peligro externo dependiendo de su energiacutea como son absorbidas por espesores relativamente pequentildeos de tejido la dosis que producen afectaraacute la piel y a los oacuterganos externos fundamentalmente pues la mayoriacutea de los emisores beta que se emplean comuacutenmente no producen partiacuteculas de muy alta energiacutea Los fotones X o gamma cuando tienen energiacutea suficiente penetran profundamente en el organismo irradiando cualquier oacutergano y por su uso tan ampliamente difundido requieren de atencioacuten Los neutrones se consideran el tipo de radiacioacuten maacutes peligroso tanto por ser los maacutes difiacuteciles de detectar como por su efecto sobre los tejidos ya que al interaccionar con los aacutetomos de hidroacutegeno producen protones cuyo elevado poder de ionizacioacuten causa un dantildeo grande y muy localizado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
IDEA APROXIMADA DEL PODER DE PENETRACIOacuteN DE LAS RADIACIONES NUCLEARES
52 Irradiacioacuten Interna
La irradiacioacuten interna se presenta cuando elementos radiactivos se han incorporado al organismo Los materiales radiactivos pueden ingresar al cuerpo por ingestioacuten por inhalacioacuten por absorcioacuten a traveacutes de la piel o bien por la sangre viacutea alguacuten corte o herida Nuevamente el dantildeo dependeraacute del tipo de material radiactivo incorporado su radiotoxicidad energiacutea vida media del radionuacuteclido permanencia en el organismo y el oacutergano en que se localice En este caso los emisores alfa y beta son los maacutes peligrosos debido a que por su elevada ionizacioacuten especiacutefica depositan toda o gran parte de su energiacutea en voluacutemenes reducidos de tejido produciendo un dantildeo maacutes severo que el ocasionado por radiaciones maacutes penetrantes como las gamma pues de eacutestas una porcioacuten importante puede salir del oacutergano o del cuerpo donde el material estaba depositado
6 RADIACTIVIDAD NATURAL Y ARTIFICIAL
61 Cadenas de decaimiento
La radiactividad es un fenoacutemeno que ocurre en los nuacutecleos excitados o inestables de ciertos aacutetomos que les obliga a cambiar es decir a transformarse en otro nuevo
Las cadenas de decaimiento sentildealan la transformacioacuten de un radioisoacutetopo padre a un isoacutetopo hijo el cual puede ser radiactivo o estable Como ejemplo de esto se mostraraacute a continuacioacuten la cadena de decaimiento del Cobalto-60 (60Co) y Cesio-137 (137CS)
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RADIACION
ALFA (
BETA ()
GAMMA ()
PAPEL MADERA CONCRETO
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60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest137Cs mdashmdashmdashmdashmdash137Baest
E n E n
11732 100 06617 8513325 100
En estas cadenas se observa que El 60Co cuando emite una partiacutecula β se transforma en Niacutequel-60 excitado (con exceso de energiacutea) y el cual para transformarse en Niquel-60 estable (Ni-est) emite dos rayos γ con una energiacutea (E) de 11732 y 13325 Megaelectronvolt (MeV) y una probabilidad de emisioacuten de rayos γ por cada desintegracioacuten (n) del 100 El proceso de transformacioacuten del Cs-137 a Bario-137 estable (Ba-137) es similar al del 60Co salvo que soacutelo emite un rayo γ de 06617 MeV con una probabilidad de emisioacuten del 85
62 Radiactividad Natural
El ser humano desde que nace y en toda su existencia se encuentra inmerso en una atmoacutesfera de radiaciones estas las recibe de los rayos coacutesmicos provenientes del espacio exterior como el sol y otras estrellas y de elementos radiactivos presentes en la corteza terrestre derivados principalmente del Uranio y Torio con pequentildeas cantidades de Potasio-40 y vestigios de Rubidio-87 Vanadio-50 Indio-115 y algunos maacutes
El Uranio y el Torio en sus cadenas de decaimiento producen el Radoacuten-222 el cual es un gas radiactivo que viaja con el aire que respiramos El Uranio se encuentra en toda la corteza terrestre en una concentracioacuten de dos a cuatro gramos por tonelada
Todas las rocas y consecuentemente todos los materiales de construccioacuten contienen Uranio Los vegetales para su ciclo vital requieren alimentarse de compuestos que toman del suelo y del aire entre estos compuestos se encuentran el agua y el bioacutexido de carbono que contienen entre otros Tritio y Carbono-14 respectivamente
El cuerpo humano en algunos de sus oacuterganos y principalmente en los huesos tiene pequentildeas cantidades de Potasio-40 y Rubidio-87 que son elementos radiactivos naturales y en el transcurso de su vida se le incorporan otros como los descritos en el paacuterrafo anterior debido a su cadena alimentaria
Con lo anteriormente descrito debe quedar claro que no existe la Dosis Cero de radiacioacuten para el ser humano ya que esta es irreal e imposible
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63 Radiactividad Artificial
Es la radiacioacuten generada por el ser humano y que le sirve como satisfactor en algunas de sus necesidades principalmente para el suministro de energiacutea eleacutectrica a traveacutes de la fisioacuten del aacutetomo la cual se lleva a cabo en reactores nucleares No son sin embargo los reactores nucleares el uacutenico tipo de radiacioacuten utilizada por el ser humano ya que eacutesta desde su descubrimiento se ha empleado en equipos emisores de radiacioacuten y en el siglo pasado a partir de finales de la deacutecada de los 40s se aumentoacute el uso de fuentes radiactivas en las siguientes aacutereas a) en la industria Gammagrafiacutea trazadores radioisotoacutepicos neutrografiacutea irradiacioacuten masiva de frutas vegetales y hules etc b) en la medicina diagnoacutestico terapia radioinmunoanaacutelisisl vacunas etc- c) en el medio ambiente en estudios sobre insectos desechos industriales y urbanos formacioacuten de nubes humo y niebla (smog) etc inclusive y d) en los hogares las televisiones y los relojes con caraacutetula luminosa emiten un poco de radiaciones
Por lo hasta aquiacute descrito se ve que la radiacioacuten se encuentra en todas partes y proporciona grandes beneficios cuando es utilizada consecuentemente
7 CLASIFICACION DE FUENTES DE RADIACION IONIZANTE
Las fuentes de radiacioacuten ionizante se clasifican en
71 Fuentes Radiactivas SelladasSon aquellas en las que el material radiactivo estaacute contenido dentro de una envoltura hermeacutetica de suficiente resistencia mecaacutenica contra roturas o fracturas para impedir que se establezca contacto con el radionuacuteclido o que la sustancia radiactiva se disperse en las condiciones normales previsibles de utilizacioacuten y desgaste
72 Fuentes Radiactivas AbiertasUna fuente radiactiva abierta es aquella que no cumple los requisitos de las fuentes radiactivas selladas y que en las condiciones normales de uso pueden producir contaminacioacuten externa yo interna
Las fuentes selladas durante su uso normal soacutelo producen riesgos de irradiacioacuten externa mientras no pierda hermeticidad su envoltura en tanto una fuente abierta produciraacute riesgos de irradiacioacuten externa e interna si no se maneja adecuadamente pues la posibilidad de una contaminacioacuten y su posterior ingestioacuten o inhalacioacuten es mucho mayor
73 Otras Fuentes de Radiacioacuten Ionizante
Entre eacutestas se encuentran aquellas en las que es posible controlar en cierta medida el flujo radiactivo asiacute como la energiacutea de los fotones o
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partiacuteculas tal es el caso de los diversos tipos de aceleradores de partiacuteculas reactores y tubos de rayos X en los que soacutelo existe el riesgo de irradiacioacuten externa por lo que se deberaacuten de tomar las precauciones adecuadas seguacuten el caso
8 ACTIVIDAD Y VIDA MEDIA RADIACTIVA
81 Actividad
Es el teacutermino radioloacutegico que nos indica el nuacutemero de desintegraciones que tiene un elemento radiactivo por unidad de tiempo su expresioacuten matemaacutetica es
(1)
Ahora bien supongamos que tenemos una muestra con N aacutetomos radiactivos y consideremos lo siguiente
λ Probabilidad de que cambien (constante de decaimiento)λ dt Probabilidad de que cambie un aacutetomo en el proacuteximo intervalo de
tiempoλ NdtProbabilidad de que cambien N aacutetomos en el tiempo A esta
expresioacuten se le conoce como diferencial de N (dN) por lo tanto
dN = - λ Ndt
El signo menos indica que van desapareciendo unos aacutetomos (isoacutetopo padre) para convertirse en otros (isoacutetopos hijos) Dividiendo eacutesta ecuacioacuten entre N e integrado entre sus liacutemites normales tenemos
aplicando la regla de los logaritmos y exponenciando se obtiene
por lo tanto(2)
Derivando (2) y tomando en consideracioacuten la ecuacioacuten (1)Resulta
(3)
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Sustituyendo estas ecuaciones en (2) obtenemos
(4)
Esta ecuacioacuten nos indica que la actividad residual (A) de un elemento radiactivo es igual a su actividad original (Ao) siguiendo una exponencial negativa
82 Vida Media Radiactiva
Si quisieacuteramos saber en que tiempo un elemento radiactivo tiene la mitad de su actividad original consideremos
por lo que
Sustituyendo estos valores en (4) tenemos
Obteniendo logaritmos naturales
A esta uacuteltima foacutermula se le conoce como Vida Media y su significado es el tiempo requerido para que el nuacutemero de aacutetomos radiactivos se transformen o decaigan a la mitad de su valor original
La actividad de una fuente radiactiva se mide en desintegraciones por segundo (s-1) unidad conocida como Bequerel (Bq) Tambieacuten hay una unidad especial conocida como Curie (Ci) la equivalencia entre una y otra es
1 Ci = 37middot1010 Bq = 37 GBq
Las unidades para la constante de decaimiento son las del inverso del tiempo por lo tanto si la Vida Media de un determinado radioisoacutetopo estaacute en unidades de segundos (s) minutos (min) horas (h) diacuteas (d) o antildeos (a) las unidades de la constante de decaimiento seraacuten s-1 min-1 h-1 d-1 a-1
respectivamente
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Ejemplo 2
iquestCuaacutel es el valor de la constante de decaimiento (λ) para los siguientes radioisoacutetopos Nitroacutegeno-16 Bario-137m Tecnecio-99m Iodo-131 Cobalto-60 y Cesio-137
Datos- Obteniendo las vidas medias de la Tabla IV y la foacutermula para el caacutelculo de la vida media (Tfrac12) despejando a λ obtenemos lo siguiente
Para Nitroacutegeno-16 Tfrac12 = 72 s Para Bario-137m Tfrac12 = 2552 min
Para Tecnecio-99m Tfrac12 = 602 h Para Iodo-131 Tfrac12 = 804 d
Para Cobalto-60 Tfrac12 = 5271 a Para Cesio-137 Tfrac12 = 30 a
Ejemplo 3
El diacutea de hoy se ha recibido un paquete con las siguientes fuentes radiactivas Azufre-35 Berilio-7 Cromo-51 e Iridio-192 de las cuales las dos primeras traen un certificado indicando una actividad de 370 GBq (10 Ci) cada una en la fecha de embarque las dos uacuteltimas no traiacutean certificado pero se les ha determinado una actividad de 337 y 460 GBq (911 y 1244 Ci) respectivamente si el paquete se embarcoacute hace 20 diacuteas iquestCuaacutel seraacute la actividad actual (A) de las dos primeras fuentes y cuaacutel era la actividad inicial (Ao) de las dos uacuteltimas al momento del embarque
Datos- De la Tabla IV obtenemos su respectiva vida media y utilizando la foacutermula para la actividad (4) resulta
Para Azufre-35 Tfrac12 = 8744 d
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Para Berilio-7 Tfrac12 = 5344 d
Para resolver la segunda parte del problema esto es conocer la actividad inicial (A0) de las fuentes radiactivas restantes de la ecuacioacuten (3) despejamos eacuteste termino quedando
Por lo tanto para Cromo-51 Tfrac12 = 27704 d
y para Iridio-192 Tfrac12 = 7402 d
Con los ejemplos descritos se ve como influye la constante de decaimiento (λ) o vida media (Tfrac12) en la actividad de un radioisoacutetopo
Ejercicio 1
a) De los radioisoacutetopos descritos en el Ejemplo 1 obtenga la constante de decaimiento λ en h-1 para cada uno de ellos
b) Encuentre la actividad de Ca-45 y Cf-252 si ambos (cu) teniacutean una actividad de 740 GBq (20 Ci) hace un antildeo
83 Actividad especiacutefica
Es la actividad total de un determinado radionuacuteclido por gramo de la ecuacioacuten (3) se obtiene esta cantidad para cualquier elemento radiactivo mediante lo siguiente
pero por la Ley de Avogadro
donde N es el nuacutemero de aacutetomos por unidad de masa m es la masa del elemento radiactivo en gramos (en este caso igual a uno) NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 aacutetomosg) y A es el nuacutemero maacutesico del elemento por lo que la uacuteltima ecuacioacuten resultaraacute de la siguiente manera
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Esta ecuacioacuten es vaacutelida siempre y cuando la vida media esteacute expresada en segundos
Ejemplo 4
Calcular la actividad especiacutefica del Cobalto-60 sabiendo por los datos descritos en la Tabla IV que Tfrac12 = 5271 antildeos y A = 60
Tfrac12 = 5271 antildeos = 5271 36525 24 3600 s = 16634 106 s Sustituyendo valores en la ecuacioacuten de la actividad especiacutefica resulta
Ejercicio 2
Calcule la actividad especiacutefica del Iridio-192 (Ir-192) y del Cesio-137 (Cs-137) y compare su resultado con el descrito en la Tabla IV para dichos radioisoacutetopos
84 Actividad como funcioacuten de las vidas medias
Otra manera de calcular la actividad de un radioisoacutetopo es mediante lo siguiente
De y (5)
Si t Tfrac12 representa en realidad el nuacutemero de t veces Tfrac12 esto es
(6)
entonces en esta uacuteltima relacioacuten n representa el nuacutemero de vidas medias (Tfrac12) transcurridas en el tiempo t
Sustituyendo el valor de (6) en (5) y aplicando las reglas de los logaritmos obtenemos
Sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten de la actividad da por resultado
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pero
Ejemplo 5
Se tienen varias fuentes radiactivas de las cuales se tienen las siguientes preguntas y datos
a) iquestCuaacutel es la actividad actual de una fuente de I-131 cuya actividad inicial (A0) era de 185 GBq (5 Ci) y han transcurrido 6 vidas medias desde su recibo
b) Una fuente de Co-60 es usada en teleterapia con una actividad inicial de 37 TBq (1000 Ci) iquestqueacute actividad tendraacute si han transcurrido 25 vidas medias
c) Una fuente de Ir-192 de 333 TBq (90 Ci) despueacutes de 100 diacuteas de decaimiento iquestqueacute actividad tendraacute
d) Una fuente de Na-24 de 185 GBq (500 mCi) despueacutes de 25 diacuteas de decaimiento iquestcuaacutel seraacute su actividad
Soluciones
Para a)
Para b)
Para c) Tfrac12 = 7402 d n = 100 d7402 d = 135
Para d) Tfrac12 = 15 h y t = 25 d = 25 24 h = 60 h n = 60 h15 h = 4
Ejercicio 3
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Una fuente radiactiva tiene una actividad de 222 TBq (60 Ci) iquestCuaacutel seraacute su actividad despueacutes de a) 1 b) 1585 c) 3 d) 5 y e) 7 vidas medias transcurridas
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA
91 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica
Como se sabe el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es proteger a los individuos y sus descendientes a la poblacioacuten y al medio ambiente limitando y previniendo hasta niveles aceptables los efectos que pudieran resultar de la exposicioacuten a la radiacioacuten debida a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante Para limitar y reducir la exposicioacuten a la radiacioacuten a un miacutenimo posible se deben de considerar principalmente tres factores que determinan la exposicioacuten total que la persona recibe en un campo de radiacioacuten Estos son
1 Distancia de la fuente al punto de intereacutes2 Tiempo de permanencia en el campo de radiacioacuten del punto de intereacutes3 Blindaje presente (cantidad de material y tipo) entre la fuente y el punto
de intereacutes
Se menciona el teacutermino punto de intereacutes ya que todos los desarrollos que se presentan enseguida se basan exclusivamente en la elaboracioacuten de los caacutelculos para un punto de intereacutes fijo y una fuente isotroacutepica puntual ya que los caacutelculos cuando el punto de intereacutes es moacutevil se desarrollan en el capiacutetulo 13 ldquoCaacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrialrdquo
(7)
Para determinar cualquiera de los factores anteriores es necesario establecer una relacioacuten que cuantifique la magnitud de la exposicioacuten que se estaacute recibiendo en un determinado campo de radiacioacuten a esta relacioacuten se le conoce como Rapidez de Exposicioacuten y su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
donde
A = actividad de la fuente radiactiva en Mega Bequerel (MBq) al momento de la exposicioacutenΓ = constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma esto es la rapidez de dosis a 1 metro de una fuente con 1 MBq de actividad
La actividad ya fue descrita en capiacutetulos anteriores mientras que el caacutelculo de Γ se describe enseguida
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92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma ()
La rapidez de Exposicioacuten es un paraacutemetro que indica como influye la distancia en un campo de radiacioacuten se desarrolla a partir de la Γ para una fuente puntual y un haz de radiacioacuten monoenergeacutetico y unidireccional Esta es una cantidad uacutetil en aplicaciones de la proteccioacuten radioloacutegica y es el segundo factor de importancia en el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis ya que el primero es la actividad de la fuente radiactiva
La informacioacuten que a continuacioacuten se presenta es la actualizada y fue desarrollada a partir de estudios previos La tendraacute en este texto las unidades de la rapidez de dosis equivalente del Sistema Internacional esto es mSvh para una fuente unitaria de 1 MBq a una distancia de un metro Estas unidades sustituyen a las unidades especiales usadas anteriores utilizando las siguientes conversiones
1 mCi = 37 MBq y 1 Sv = 100 rem
Otra diferencia respecto de las anteriores unidades es que la transformacioacuten de rapidez de dosis a densidad de flujo de rayos gamma fue desarrollada primeramente mediante la ecuacioacuten
(8)
Donde la energiacutea estaacute dada en MeV y los valores de los coeficientes A B C y F se describen en la Tabla I para cada grupo de energiacutea Con esos valores la queda de la siguiente manera
(9)
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por unidad de densidad de flujo ecuacioacuten (8)
El caacutelculo de la se debe de realizar para cada energiacutea gamma cuando se realizan caacutelculos de blindajes sin embargo cuando soacutelo se requiere calcular la rapidez de dosis a la que se expone una persona o la dosis equivalente que recibe lo praacutectico es usar el valor de la constante gamma del radionuacuteclido descrito en tablas
Ejemplo 6
Calcular la constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () de los siguientes radionuacuteclidos a) Cs-137 y b) Co-60
a) Datos para Cs-137 E = 066165 MeV S = 852
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Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
IDEA APROXIMADA DEL PODER DE PENETRACIOacuteN DE LAS RADIACIONES NUCLEARES
52 Irradiacioacuten Interna
La irradiacioacuten interna se presenta cuando elementos radiactivos se han incorporado al organismo Los materiales radiactivos pueden ingresar al cuerpo por ingestioacuten por inhalacioacuten por absorcioacuten a traveacutes de la piel o bien por la sangre viacutea alguacuten corte o herida Nuevamente el dantildeo dependeraacute del tipo de material radiactivo incorporado su radiotoxicidad energiacutea vida media del radionuacuteclido permanencia en el organismo y el oacutergano en que se localice En este caso los emisores alfa y beta son los maacutes peligrosos debido a que por su elevada ionizacioacuten especiacutefica depositan toda o gran parte de su energiacutea en voluacutemenes reducidos de tejido produciendo un dantildeo maacutes severo que el ocasionado por radiaciones maacutes penetrantes como las gamma pues de eacutestas una porcioacuten importante puede salir del oacutergano o del cuerpo donde el material estaba depositado
6 RADIACTIVIDAD NATURAL Y ARTIFICIAL
61 Cadenas de decaimiento
La radiactividad es un fenoacutemeno que ocurre en los nuacutecleos excitados o inestables de ciertos aacutetomos que les obliga a cambiar es decir a transformarse en otro nuevo
Las cadenas de decaimiento sentildealan la transformacioacuten de un radioisoacutetopo padre a un isoacutetopo hijo el cual puede ser radiactivo o estable Como ejemplo de esto se mostraraacute a continuacioacuten la cadena de decaimiento del Cobalto-60 (60Co) y Cesio-137 (137CS)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 8
RADIACION
ALFA (
BETA ()
GAMMA ()
PAPEL MADERA CONCRETO
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest137Cs mdashmdashmdashmdashmdash137Baest
E n E n
11732 100 06617 8513325 100
En estas cadenas se observa que El 60Co cuando emite una partiacutecula β se transforma en Niacutequel-60 excitado (con exceso de energiacutea) y el cual para transformarse en Niquel-60 estable (Ni-est) emite dos rayos γ con una energiacutea (E) de 11732 y 13325 Megaelectronvolt (MeV) y una probabilidad de emisioacuten de rayos γ por cada desintegracioacuten (n) del 100 El proceso de transformacioacuten del Cs-137 a Bario-137 estable (Ba-137) es similar al del 60Co salvo que soacutelo emite un rayo γ de 06617 MeV con una probabilidad de emisioacuten del 85
62 Radiactividad Natural
El ser humano desde que nace y en toda su existencia se encuentra inmerso en una atmoacutesfera de radiaciones estas las recibe de los rayos coacutesmicos provenientes del espacio exterior como el sol y otras estrellas y de elementos radiactivos presentes en la corteza terrestre derivados principalmente del Uranio y Torio con pequentildeas cantidades de Potasio-40 y vestigios de Rubidio-87 Vanadio-50 Indio-115 y algunos maacutes
El Uranio y el Torio en sus cadenas de decaimiento producen el Radoacuten-222 el cual es un gas radiactivo que viaja con el aire que respiramos El Uranio se encuentra en toda la corteza terrestre en una concentracioacuten de dos a cuatro gramos por tonelada
Todas las rocas y consecuentemente todos los materiales de construccioacuten contienen Uranio Los vegetales para su ciclo vital requieren alimentarse de compuestos que toman del suelo y del aire entre estos compuestos se encuentran el agua y el bioacutexido de carbono que contienen entre otros Tritio y Carbono-14 respectivamente
El cuerpo humano en algunos de sus oacuterganos y principalmente en los huesos tiene pequentildeas cantidades de Potasio-40 y Rubidio-87 que son elementos radiactivos naturales y en el transcurso de su vida se le incorporan otros como los descritos en el paacuterrafo anterior debido a su cadena alimentaria
Con lo anteriormente descrito debe quedar claro que no existe la Dosis Cero de radiacioacuten para el ser humano ya que esta es irreal e imposible
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
63 Radiactividad Artificial
Es la radiacioacuten generada por el ser humano y que le sirve como satisfactor en algunas de sus necesidades principalmente para el suministro de energiacutea eleacutectrica a traveacutes de la fisioacuten del aacutetomo la cual se lleva a cabo en reactores nucleares No son sin embargo los reactores nucleares el uacutenico tipo de radiacioacuten utilizada por el ser humano ya que eacutesta desde su descubrimiento se ha empleado en equipos emisores de radiacioacuten y en el siglo pasado a partir de finales de la deacutecada de los 40s se aumentoacute el uso de fuentes radiactivas en las siguientes aacutereas a) en la industria Gammagrafiacutea trazadores radioisotoacutepicos neutrografiacutea irradiacioacuten masiva de frutas vegetales y hules etc b) en la medicina diagnoacutestico terapia radioinmunoanaacutelisisl vacunas etc- c) en el medio ambiente en estudios sobre insectos desechos industriales y urbanos formacioacuten de nubes humo y niebla (smog) etc inclusive y d) en los hogares las televisiones y los relojes con caraacutetula luminosa emiten un poco de radiaciones
Por lo hasta aquiacute descrito se ve que la radiacioacuten se encuentra en todas partes y proporciona grandes beneficios cuando es utilizada consecuentemente
7 CLASIFICACION DE FUENTES DE RADIACION IONIZANTE
Las fuentes de radiacioacuten ionizante se clasifican en
71 Fuentes Radiactivas SelladasSon aquellas en las que el material radiactivo estaacute contenido dentro de una envoltura hermeacutetica de suficiente resistencia mecaacutenica contra roturas o fracturas para impedir que se establezca contacto con el radionuacuteclido o que la sustancia radiactiva se disperse en las condiciones normales previsibles de utilizacioacuten y desgaste
72 Fuentes Radiactivas AbiertasUna fuente radiactiva abierta es aquella que no cumple los requisitos de las fuentes radiactivas selladas y que en las condiciones normales de uso pueden producir contaminacioacuten externa yo interna
Las fuentes selladas durante su uso normal soacutelo producen riesgos de irradiacioacuten externa mientras no pierda hermeticidad su envoltura en tanto una fuente abierta produciraacute riesgos de irradiacioacuten externa e interna si no se maneja adecuadamente pues la posibilidad de una contaminacioacuten y su posterior ingestioacuten o inhalacioacuten es mucho mayor
73 Otras Fuentes de Radiacioacuten Ionizante
Entre eacutestas se encuentran aquellas en las que es posible controlar en cierta medida el flujo radiactivo asiacute como la energiacutea de los fotones o
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
partiacuteculas tal es el caso de los diversos tipos de aceleradores de partiacuteculas reactores y tubos de rayos X en los que soacutelo existe el riesgo de irradiacioacuten externa por lo que se deberaacuten de tomar las precauciones adecuadas seguacuten el caso
8 ACTIVIDAD Y VIDA MEDIA RADIACTIVA
81 Actividad
Es el teacutermino radioloacutegico que nos indica el nuacutemero de desintegraciones que tiene un elemento radiactivo por unidad de tiempo su expresioacuten matemaacutetica es
(1)
Ahora bien supongamos que tenemos una muestra con N aacutetomos radiactivos y consideremos lo siguiente
λ Probabilidad de que cambien (constante de decaimiento)λ dt Probabilidad de que cambie un aacutetomo en el proacuteximo intervalo de
tiempoλ NdtProbabilidad de que cambien N aacutetomos en el tiempo A esta
expresioacuten se le conoce como diferencial de N (dN) por lo tanto
dN = - λ Ndt
El signo menos indica que van desapareciendo unos aacutetomos (isoacutetopo padre) para convertirse en otros (isoacutetopos hijos) Dividiendo eacutesta ecuacioacuten entre N e integrado entre sus liacutemites normales tenemos
aplicando la regla de los logaritmos y exponenciando se obtiene
por lo tanto(2)
Derivando (2) y tomando en consideracioacuten la ecuacioacuten (1)Resulta
(3)
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Sustituyendo estas ecuaciones en (2) obtenemos
(4)
Esta ecuacioacuten nos indica que la actividad residual (A) de un elemento radiactivo es igual a su actividad original (Ao) siguiendo una exponencial negativa
82 Vida Media Radiactiva
Si quisieacuteramos saber en que tiempo un elemento radiactivo tiene la mitad de su actividad original consideremos
por lo que
Sustituyendo estos valores en (4) tenemos
Obteniendo logaritmos naturales
A esta uacuteltima foacutermula se le conoce como Vida Media y su significado es el tiempo requerido para que el nuacutemero de aacutetomos radiactivos se transformen o decaigan a la mitad de su valor original
La actividad de una fuente radiactiva se mide en desintegraciones por segundo (s-1) unidad conocida como Bequerel (Bq) Tambieacuten hay una unidad especial conocida como Curie (Ci) la equivalencia entre una y otra es
1 Ci = 37middot1010 Bq = 37 GBq
Las unidades para la constante de decaimiento son las del inverso del tiempo por lo tanto si la Vida Media de un determinado radioisoacutetopo estaacute en unidades de segundos (s) minutos (min) horas (h) diacuteas (d) o antildeos (a) las unidades de la constante de decaimiento seraacuten s-1 min-1 h-1 d-1 a-1
respectivamente
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Ejemplo 2
iquestCuaacutel es el valor de la constante de decaimiento (λ) para los siguientes radioisoacutetopos Nitroacutegeno-16 Bario-137m Tecnecio-99m Iodo-131 Cobalto-60 y Cesio-137
Datos- Obteniendo las vidas medias de la Tabla IV y la foacutermula para el caacutelculo de la vida media (Tfrac12) despejando a λ obtenemos lo siguiente
Para Nitroacutegeno-16 Tfrac12 = 72 s Para Bario-137m Tfrac12 = 2552 min
Para Tecnecio-99m Tfrac12 = 602 h Para Iodo-131 Tfrac12 = 804 d
Para Cobalto-60 Tfrac12 = 5271 a Para Cesio-137 Tfrac12 = 30 a
Ejemplo 3
El diacutea de hoy se ha recibido un paquete con las siguientes fuentes radiactivas Azufre-35 Berilio-7 Cromo-51 e Iridio-192 de las cuales las dos primeras traen un certificado indicando una actividad de 370 GBq (10 Ci) cada una en la fecha de embarque las dos uacuteltimas no traiacutean certificado pero se les ha determinado una actividad de 337 y 460 GBq (911 y 1244 Ci) respectivamente si el paquete se embarcoacute hace 20 diacuteas iquestCuaacutel seraacute la actividad actual (A) de las dos primeras fuentes y cuaacutel era la actividad inicial (Ao) de las dos uacuteltimas al momento del embarque
Datos- De la Tabla IV obtenemos su respectiva vida media y utilizando la foacutermula para la actividad (4) resulta
Para Azufre-35 Tfrac12 = 8744 d
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Para Berilio-7 Tfrac12 = 5344 d
Para resolver la segunda parte del problema esto es conocer la actividad inicial (A0) de las fuentes radiactivas restantes de la ecuacioacuten (3) despejamos eacuteste termino quedando
Por lo tanto para Cromo-51 Tfrac12 = 27704 d
y para Iridio-192 Tfrac12 = 7402 d
Con los ejemplos descritos se ve como influye la constante de decaimiento (λ) o vida media (Tfrac12) en la actividad de un radioisoacutetopo
Ejercicio 1
a) De los radioisoacutetopos descritos en el Ejemplo 1 obtenga la constante de decaimiento λ en h-1 para cada uno de ellos
b) Encuentre la actividad de Ca-45 y Cf-252 si ambos (cu) teniacutean una actividad de 740 GBq (20 Ci) hace un antildeo
83 Actividad especiacutefica
Es la actividad total de un determinado radionuacuteclido por gramo de la ecuacioacuten (3) se obtiene esta cantidad para cualquier elemento radiactivo mediante lo siguiente
pero por la Ley de Avogadro
donde N es el nuacutemero de aacutetomos por unidad de masa m es la masa del elemento radiactivo en gramos (en este caso igual a uno) NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 aacutetomosg) y A es el nuacutemero maacutesico del elemento por lo que la uacuteltima ecuacioacuten resultaraacute de la siguiente manera
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Esta ecuacioacuten es vaacutelida siempre y cuando la vida media esteacute expresada en segundos
Ejemplo 4
Calcular la actividad especiacutefica del Cobalto-60 sabiendo por los datos descritos en la Tabla IV que Tfrac12 = 5271 antildeos y A = 60
Tfrac12 = 5271 antildeos = 5271 36525 24 3600 s = 16634 106 s Sustituyendo valores en la ecuacioacuten de la actividad especiacutefica resulta
Ejercicio 2
Calcule la actividad especiacutefica del Iridio-192 (Ir-192) y del Cesio-137 (Cs-137) y compare su resultado con el descrito en la Tabla IV para dichos radioisoacutetopos
84 Actividad como funcioacuten de las vidas medias
Otra manera de calcular la actividad de un radioisoacutetopo es mediante lo siguiente
De y (5)
Si t Tfrac12 representa en realidad el nuacutemero de t veces Tfrac12 esto es
(6)
entonces en esta uacuteltima relacioacuten n representa el nuacutemero de vidas medias (Tfrac12) transcurridas en el tiempo t
Sustituyendo el valor de (6) en (5) y aplicando las reglas de los logaritmos obtenemos
Sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten de la actividad da por resultado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
pero
Ejemplo 5
Se tienen varias fuentes radiactivas de las cuales se tienen las siguientes preguntas y datos
a) iquestCuaacutel es la actividad actual de una fuente de I-131 cuya actividad inicial (A0) era de 185 GBq (5 Ci) y han transcurrido 6 vidas medias desde su recibo
b) Una fuente de Co-60 es usada en teleterapia con una actividad inicial de 37 TBq (1000 Ci) iquestqueacute actividad tendraacute si han transcurrido 25 vidas medias
c) Una fuente de Ir-192 de 333 TBq (90 Ci) despueacutes de 100 diacuteas de decaimiento iquestqueacute actividad tendraacute
d) Una fuente de Na-24 de 185 GBq (500 mCi) despueacutes de 25 diacuteas de decaimiento iquestcuaacutel seraacute su actividad
Soluciones
Para a)
Para b)
Para c) Tfrac12 = 7402 d n = 100 d7402 d = 135
Para d) Tfrac12 = 15 h y t = 25 d = 25 24 h = 60 h n = 60 h15 h = 4
Ejercicio 3
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Una fuente radiactiva tiene una actividad de 222 TBq (60 Ci) iquestCuaacutel seraacute su actividad despueacutes de a) 1 b) 1585 c) 3 d) 5 y e) 7 vidas medias transcurridas
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA
91 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica
Como se sabe el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es proteger a los individuos y sus descendientes a la poblacioacuten y al medio ambiente limitando y previniendo hasta niveles aceptables los efectos que pudieran resultar de la exposicioacuten a la radiacioacuten debida a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante Para limitar y reducir la exposicioacuten a la radiacioacuten a un miacutenimo posible se deben de considerar principalmente tres factores que determinan la exposicioacuten total que la persona recibe en un campo de radiacioacuten Estos son
1 Distancia de la fuente al punto de intereacutes2 Tiempo de permanencia en el campo de radiacioacuten del punto de intereacutes3 Blindaje presente (cantidad de material y tipo) entre la fuente y el punto
de intereacutes
Se menciona el teacutermino punto de intereacutes ya que todos los desarrollos que se presentan enseguida se basan exclusivamente en la elaboracioacuten de los caacutelculos para un punto de intereacutes fijo y una fuente isotroacutepica puntual ya que los caacutelculos cuando el punto de intereacutes es moacutevil se desarrollan en el capiacutetulo 13 ldquoCaacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrialrdquo
(7)
Para determinar cualquiera de los factores anteriores es necesario establecer una relacioacuten que cuantifique la magnitud de la exposicioacuten que se estaacute recibiendo en un determinado campo de radiacioacuten a esta relacioacuten se le conoce como Rapidez de Exposicioacuten y su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
donde
A = actividad de la fuente radiactiva en Mega Bequerel (MBq) al momento de la exposicioacutenΓ = constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma esto es la rapidez de dosis a 1 metro de una fuente con 1 MBq de actividad
La actividad ya fue descrita en capiacutetulos anteriores mientras que el caacutelculo de Γ se describe enseguida
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma ()
La rapidez de Exposicioacuten es un paraacutemetro que indica como influye la distancia en un campo de radiacioacuten se desarrolla a partir de la Γ para una fuente puntual y un haz de radiacioacuten monoenergeacutetico y unidireccional Esta es una cantidad uacutetil en aplicaciones de la proteccioacuten radioloacutegica y es el segundo factor de importancia en el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis ya que el primero es la actividad de la fuente radiactiva
La informacioacuten que a continuacioacuten se presenta es la actualizada y fue desarrollada a partir de estudios previos La tendraacute en este texto las unidades de la rapidez de dosis equivalente del Sistema Internacional esto es mSvh para una fuente unitaria de 1 MBq a una distancia de un metro Estas unidades sustituyen a las unidades especiales usadas anteriores utilizando las siguientes conversiones
1 mCi = 37 MBq y 1 Sv = 100 rem
Otra diferencia respecto de las anteriores unidades es que la transformacioacuten de rapidez de dosis a densidad de flujo de rayos gamma fue desarrollada primeramente mediante la ecuacioacuten
(8)
Donde la energiacutea estaacute dada en MeV y los valores de los coeficientes A B C y F se describen en la Tabla I para cada grupo de energiacutea Con esos valores la queda de la siguiente manera
(9)
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por unidad de densidad de flujo ecuacioacuten (8)
El caacutelculo de la se debe de realizar para cada energiacutea gamma cuando se realizan caacutelculos de blindajes sin embargo cuando soacutelo se requiere calcular la rapidez de dosis a la que se expone una persona o la dosis equivalente que recibe lo praacutectico es usar el valor de la constante gamma del radionuacuteclido descrito en tablas
Ejemplo 6
Calcular la constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () de los siguientes radionuacuteclidos a) Cs-137 y b) Co-60
a) Datos para Cs-137 E = 066165 MeV S = 852
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
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60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest137Cs mdashmdashmdashmdashmdash137Baest
E n E n
11732 100 06617 8513325 100
En estas cadenas se observa que El 60Co cuando emite una partiacutecula β se transforma en Niacutequel-60 excitado (con exceso de energiacutea) y el cual para transformarse en Niquel-60 estable (Ni-est) emite dos rayos γ con una energiacutea (E) de 11732 y 13325 Megaelectronvolt (MeV) y una probabilidad de emisioacuten de rayos γ por cada desintegracioacuten (n) del 100 El proceso de transformacioacuten del Cs-137 a Bario-137 estable (Ba-137) es similar al del 60Co salvo que soacutelo emite un rayo γ de 06617 MeV con una probabilidad de emisioacuten del 85
62 Radiactividad Natural
El ser humano desde que nace y en toda su existencia se encuentra inmerso en una atmoacutesfera de radiaciones estas las recibe de los rayos coacutesmicos provenientes del espacio exterior como el sol y otras estrellas y de elementos radiactivos presentes en la corteza terrestre derivados principalmente del Uranio y Torio con pequentildeas cantidades de Potasio-40 y vestigios de Rubidio-87 Vanadio-50 Indio-115 y algunos maacutes
El Uranio y el Torio en sus cadenas de decaimiento producen el Radoacuten-222 el cual es un gas radiactivo que viaja con el aire que respiramos El Uranio se encuentra en toda la corteza terrestre en una concentracioacuten de dos a cuatro gramos por tonelada
Todas las rocas y consecuentemente todos los materiales de construccioacuten contienen Uranio Los vegetales para su ciclo vital requieren alimentarse de compuestos que toman del suelo y del aire entre estos compuestos se encuentran el agua y el bioacutexido de carbono que contienen entre otros Tritio y Carbono-14 respectivamente
El cuerpo humano en algunos de sus oacuterganos y principalmente en los huesos tiene pequentildeas cantidades de Potasio-40 y Rubidio-87 que son elementos radiactivos naturales y en el transcurso de su vida se le incorporan otros como los descritos en el paacuterrafo anterior debido a su cadena alimentaria
Con lo anteriormente descrito debe quedar claro que no existe la Dosis Cero de radiacioacuten para el ser humano ya que esta es irreal e imposible
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63 Radiactividad Artificial
Es la radiacioacuten generada por el ser humano y que le sirve como satisfactor en algunas de sus necesidades principalmente para el suministro de energiacutea eleacutectrica a traveacutes de la fisioacuten del aacutetomo la cual se lleva a cabo en reactores nucleares No son sin embargo los reactores nucleares el uacutenico tipo de radiacioacuten utilizada por el ser humano ya que eacutesta desde su descubrimiento se ha empleado en equipos emisores de radiacioacuten y en el siglo pasado a partir de finales de la deacutecada de los 40s se aumentoacute el uso de fuentes radiactivas en las siguientes aacutereas a) en la industria Gammagrafiacutea trazadores radioisotoacutepicos neutrografiacutea irradiacioacuten masiva de frutas vegetales y hules etc b) en la medicina diagnoacutestico terapia radioinmunoanaacutelisisl vacunas etc- c) en el medio ambiente en estudios sobre insectos desechos industriales y urbanos formacioacuten de nubes humo y niebla (smog) etc inclusive y d) en los hogares las televisiones y los relojes con caraacutetula luminosa emiten un poco de radiaciones
Por lo hasta aquiacute descrito se ve que la radiacioacuten se encuentra en todas partes y proporciona grandes beneficios cuando es utilizada consecuentemente
7 CLASIFICACION DE FUENTES DE RADIACION IONIZANTE
Las fuentes de radiacioacuten ionizante se clasifican en
71 Fuentes Radiactivas SelladasSon aquellas en las que el material radiactivo estaacute contenido dentro de una envoltura hermeacutetica de suficiente resistencia mecaacutenica contra roturas o fracturas para impedir que se establezca contacto con el radionuacuteclido o que la sustancia radiactiva se disperse en las condiciones normales previsibles de utilizacioacuten y desgaste
72 Fuentes Radiactivas AbiertasUna fuente radiactiva abierta es aquella que no cumple los requisitos de las fuentes radiactivas selladas y que en las condiciones normales de uso pueden producir contaminacioacuten externa yo interna
Las fuentes selladas durante su uso normal soacutelo producen riesgos de irradiacioacuten externa mientras no pierda hermeticidad su envoltura en tanto una fuente abierta produciraacute riesgos de irradiacioacuten externa e interna si no se maneja adecuadamente pues la posibilidad de una contaminacioacuten y su posterior ingestioacuten o inhalacioacuten es mucho mayor
73 Otras Fuentes de Radiacioacuten Ionizante
Entre eacutestas se encuentran aquellas en las que es posible controlar en cierta medida el flujo radiactivo asiacute como la energiacutea de los fotones o
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partiacuteculas tal es el caso de los diversos tipos de aceleradores de partiacuteculas reactores y tubos de rayos X en los que soacutelo existe el riesgo de irradiacioacuten externa por lo que se deberaacuten de tomar las precauciones adecuadas seguacuten el caso
8 ACTIVIDAD Y VIDA MEDIA RADIACTIVA
81 Actividad
Es el teacutermino radioloacutegico que nos indica el nuacutemero de desintegraciones que tiene un elemento radiactivo por unidad de tiempo su expresioacuten matemaacutetica es
(1)
Ahora bien supongamos que tenemos una muestra con N aacutetomos radiactivos y consideremos lo siguiente
λ Probabilidad de que cambien (constante de decaimiento)λ dt Probabilidad de que cambie un aacutetomo en el proacuteximo intervalo de
tiempoλ NdtProbabilidad de que cambien N aacutetomos en el tiempo A esta
expresioacuten se le conoce como diferencial de N (dN) por lo tanto
dN = - λ Ndt
El signo menos indica que van desapareciendo unos aacutetomos (isoacutetopo padre) para convertirse en otros (isoacutetopos hijos) Dividiendo eacutesta ecuacioacuten entre N e integrado entre sus liacutemites normales tenemos
aplicando la regla de los logaritmos y exponenciando se obtiene
por lo tanto(2)
Derivando (2) y tomando en consideracioacuten la ecuacioacuten (1)Resulta
(3)
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Sustituyendo estas ecuaciones en (2) obtenemos
(4)
Esta ecuacioacuten nos indica que la actividad residual (A) de un elemento radiactivo es igual a su actividad original (Ao) siguiendo una exponencial negativa
82 Vida Media Radiactiva
Si quisieacuteramos saber en que tiempo un elemento radiactivo tiene la mitad de su actividad original consideremos
por lo que
Sustituyendo estos valores en (4) tenemos
Obteniendo logaritmos naturales
A esta uacuteltima foacutermula se le conoce como Vida Media y su significado es el tiempo requerido para que el nuacutemero de aacutetomos radiactivos se transformen o decaigan a la mitad de su valor original
La actividad de una fuente radiactiva se mide en desintegraciones por segundo (s-1) unidad conocida como Bequerel (Bq) Tambieacuten hay una unidad especial conocida como Curie (Ci) la equivalencia entre una y otra es
1 Ci = 37middot1010 Bq = 37 GBq
Las unidades para la constante de decaimiento son las del inverso del tiempo por lo tanto si la Vida Media de un determinado radioisoacutetopo estaacute en unidades de segundos (s) minutos (min) horas (h) diacuteas (d) o antildeos (a) las unidades de la constante de decaimiento seraacuten s-1 min-1 h-1 d-1 a-1
respectivamente
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Ejemplo 2
iquestCuaacutel es el valor de la constante de decaimiento (λ) para los siguientes radioisoacutetopos Nitroacutegeno-16 Bario-137m Tecnecio-99m Iodo-131 Cobalto-60 y Cesio-137
Datos- Obteniendo las vidas medias de la Tabla IV y la foacutermula para el caacutelculo de la vida media (Tfrac12) despejando a λ obtenemos lo siguiente
Para Nitroacutegeno-16 Tfrac12 = 72 s Para Bario-137m Tfrac12 = 2552 min
Para Tecnecio-99m Tfrac12 = 602 h Para Iodo-131 Tfrac12 = 804 d
Para Cobalto-60 Tfrac12 = 5271 a Para Cesio-137 Tfrac12 = 30 a
Ejemplo 3
El diacutea de hoy se ha recibido un paquete con las siguientes fuentes radiactivas Azufre-35 Berilio-7 Cromo-51 e Iridio-192 de las cuales las dos primeras traen un certificado indicando una actividad de 370 GBq (10 Ci) cada una en la fecha de embarque las dos uacuteltimas no traiacutean certificado pero se les ha determinado una actividad de 337 y 460 GBq (911 y 1244 Ci) respectivamente si el paquete se embarcoacute hace 20 diacuteas iquestCuaacutel seraacute la actividad actual (A) de las dos primeras fuentes y cuaacutel era la actividad inicial (Ao) de las dos uacuteltimas al momento del embarque
Datos- De la Tabla IV obtenemos su respectiva vida media y utilizando la foacutermula para la actividad (4) resulta
Para Azufre-35 Tfrac12 = 8744 d
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Para Berilio-7 Tfrac12 = 5344 d
Para resolver la segunda parte del problema esto es conocer la actividad inicial (A0) de las fuentes radiactivas restantes de la ecuacioacuten (3) despejamos eacuteste termino quedando
Por lo tanto para Cromo-51 Tfrac12 = 27704 d
y para Iridio-192 Tfrac12 = 7402 d
Con los ejemplos descritos se ve como influye la constante de decaimiento (λ) o vida media (Tfrac12) en la actividad de un radioisoacutetopo
Ejercicio 1
a) De los radioisoacutetopos descritos en el Ejemplo 1 obtenga la constante de decaimiento λ en h-1 para cada uno de ellos
b) Encuentre la actividad de Ca-45 y Cf-252 si ambos (cu) teniacutean una actividad de 740 GBq (20 Ci) hace un antildeo
83 Actividad especiacutefica
Es la actividad total de un determinado radionuacuteclido por gramo de la ecuacioacuten (3) se obtiene esta cantidad para cualquier elemento radiactivo mediante lo siguiente
pero por la Ley de Avogadro
donde N es el nuacutemero de aacutetomos por unidad de masa m es la masa del elemento radiactivo en gramos (en este caso igual a uno) NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 aacutetomosg) y A es el nuacutemero maacutesico del elemento por lo que la uacuteltima ecuacioacuten resultaraacute de la siguiente manera
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Esta ecuacioacuten es vaacutelida siempre y cuando la vida media esteacute expresada en segundos
Ejemplo 4
Calcular la actividad especiacutefica del Cobalto-60 sabiendo por los datos descritos en la Tabla IV que Tfrac12 = 5271 antildeos y A = 60
Tfrac12 = 5271 antildeos = 5271 36525 24 3600 s = 16634 106 s Sustituyendo valores en la ecuacioacuten de la actividad especiacutefica resulta
Ejercicio 2
Calcule la actividad especiacutefica del Iridio-192 (Ir-192) y del Cesio-137 (Cs-137) y compare su resultado con el descrito en la Tabla IV para dichos radioisoacutetopos
84 Actividad como funcioacuten de las vidas medias
Otra manera de calcular la actividad de un radioisoacutetopo es mediante lo siguiente
De y (5)
Si t Tfrac12 representa en realidad el nuacutemero de t veces Tfrac12 esto es
(6)
entonces en esta uacuteltima relacioacuten n representa el nuacutemero de vidas medias (Tfrac12) transcurridas en el tiempo t
Sustituyendo el valor de (6) en (5) y aplicando las reglas de los logaritmos obtenemos
Sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten de la actividad da por resultado
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pero
Ejemplo 5
Se tienen varias fuentes radiactivas de las cuales se tienen las siguientes preguntas y datos
a) iquestCuaacutel es la actividad actual de una fuente de I-131 cuya actividad inicial (A0) era de 185 GBq (5 Ci) y han transcurrido 6 vidas medias desde su recibo
b) Una fuente de Co-60 es usada en teleterapia con una actividad inicial de 37 TBq (1000 Ci) iquestqueacute actividad tendraacute si han transcurrido 25 vidas medias
c) Una fuente de Ir-192 de 333 TBq (90 Ci) despueacutes de 100 diacuteas de decaimiento iquestqueacute actividad tendraacute
d) Una fuente de Na-24 de 185 GBq (500 mCi) despueacutes de 25 diacuteas de decaimiento iquestcuaacutel seraacute su actividad
Soluciones
Para a)
Para b)
Para c) Tfrac12 = 7402 d n = 100 d7402 d = 135
Para d) Tfrac12 = 15 h y t = 25 d = 25 24 h = 60 h n = 60 h15 h = 4
Ejercicio 3
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Una fuente radiactiva tiene una actividad de 222 TBq (60 Ci) iquestCuaacutel seraacute su actividad despueacutes de a) 1 b) 1585 c) 3 d) 5 y e) 7 vidas medias transcurridas
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA
91 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica
Como se sabe el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es proteger a los individuos y sus descendientes a la poblacioacuten y al medio ambiente limitando y previniendo hasta niveles aceptables los efectos que pudieran resultar de la exposicioacuten a la radiacioacuten debida a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante Para limitar y reducir la exposicioacuten a la radiacioacuten a un miacutenimo posible se deben de considerar principalmente tres factores que determinan la exposicioacuten total que la persona recibe en un campo de radiacioacuten Estos son
1 Distancia de la fuente al punto de intereacutes2 Tiempo de permanencia en el campo de radiacioacuten del punto de intereacutes3 Blindaje presente (cantidad de material y tipo) entre la fuente y el punto
de intereacutes
Se menciona el teacutermino punto de intereacutes ya que todos los desarrollos que se presentan enseguida se basan exclusivamente en la elaboracioacuten de los caacutelculos para un punto de intereacutes fijo y una fuente isotroacutepica puntual ya que los caacutelculos cuando el punto de intereacutes es moacutevil se desarrollan en el capiacutetulo 13 ldquoCaacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrialrdquo
(7)
Para determinar cualquiera de los factores anteriores es necesario establecer una relacioacuten que cuantifique la magnitud de la exposicioacuten que se estaacute recibiendo en un determinado campo de radiacioacuten a esta relacioacuten se le conoce como Rapidez de Exposicioacuten y su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
donde
A = actividad de la fuente radiactiva en Mega Bequerel (MBq) al momento de la exposicioacutenΓ = constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma esto es la rapidez de dosis a 1 metro de una fuente con 1 MBq de actividad
La actividad ya fue descrita en capiacutetulos anteriores mientras que el caacutelculo de Γ se describe enseguida
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92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma ()
La rapidez de Exposicioacuten es un paraacutemetro que indica como influye la distancia en un campo de radiacioacuten se desarrolla a partir de la Γ para una fuente puntual y un haz de radiacioacuten monoenergeacutetico y unidireccional Esta es una cantidad uacutetil en aplicaciones de la proteccioacuten radioloacutegica y es el segundo factor de importancia en el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis ya que el primero es la actividad de la fuente radiactiva
La informacioacuten que a continuacioacuten se presenta es la actualizada y fue desarrollada a partir de estudios previos La tendraacute en este texto las unidades de la rapidez de dosis equivalente del Sistema Internacional esto es mSvh para una fuente unitaria de 1 MBq a una distancia de un metro Estas unidades sustituyen a las unidades especiales usadas anteriores utilizando las siguientes conversiones
1 mCi = 37 MBq y 1 Sv = 100 rem
Otra diferencia respecto de las anteriores unidades es que la transformacioacuten de rapidez de dosis a densidad de flujo de rayos gamma fue desarrollada primeramente mediante la ecuacioacuten
(8)
Donde la energiacutea estaacute dada en MeV y los valores de los coeficientes A B C y F se describen en la Tabla I para cada grupo de energiacutea Con esos valores la queda de la siguiente manera
(9)
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por unidad de densidad de flujo ecuacioacuten (8)
El caacutelculo de la se debe de realizar para cada energiacutea gamma cuando se realizan caacutelculos de blindajes sin embargo cuando soacutelo se requiere calcular la rapidez de dosis a la que se expone una persona o la dosis equivalente que recibe lo praacutectico es usar el valor de la constante gamma del radionuacuteclido descrito en tablas
Ejemplo 6
Calcular la constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () de los siguientes radionuacuteclidos a) Cs-137 y b) Co-60
a) Datos para Cs-137 E = 066165 MeV S = 852
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Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 51
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 53
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 60
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 61
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 63
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
63 Radiactividad Artificial
Es la radiacioacuten generada por el ser humano y que le sirve como satisfactor en algunas de sus necesidades principalmente para el suministro de energiacutea eleacutectrica a traveacutes de la fisioacuten del aacutetomo la cual se lleva a cabo en reactores nucleares No son sin embargo los reactores nucleares el uacutenico tipo de radiacioacuten utilizada por el ser humano ya que eacutesta desde su descubrimiento se ha empleado en equipos emisores de radiacioacuten y en el siglo pasado a partir de finales de la deacutecada de los 40s se aumentoacute el uso de fuentes radiactivas en las siguientes aacutereas a) en la industria Gammagrafiacutea trazadores radioisotoacutepicos neutrografiacutea irradiacioacuten masiva de frutas vegetales y hules etc b) en la medicina diagnoacutestico terapia radioinmunoanaacutelisisl vacunas etc- c) en el medio ambiente en estudios sobre insectos desechos industriales y urbanos formacioacuten de nubes humo y niebla (smog) etc inclusive y d) en los hogares las televisiones y los relojes con caraacutetula luminosa emiten un poco de radiaciones
Por lo hasta aquiacute descrito se ve que la radiacioacuten se encuentra en todas partes y proporciona grandes beneficios cuando es utilizada consecuentemente
7 CLASIFICACION DE FUENTES DE RADIACION IONIZANTE
Las fuentes de radiacioacuten ionizante se clasifican en
71 Fuentes Radiactivas SelladasSon aquellas en las que el material radiactivo estaacute contenido dentro de una envoltura hermeacutetica de suficiente resistencia mecaacutenica contra roturas o fracturas para impedir que se establezca contacto con el radionuacuteclido o que la sustancia radiactiva se disperse en las condiciones normales previsibles de utilizacioacuten y desgaste
72 Fuentes Radiactivas AbiertasUna fuente radiactiva abierta es aquella que no cumple los requisitos de las fuentes radiactivas selladas y que en las condiciones normales de uso pueden producir contaminacioacuten externa yo interna
Las fuentes selladas durante su uso normal soacutelo producen riesgos de irradiacioacuten externa mientras no pierda hermeticidad su envoltura en tanto una fuente abierta produciraacute riesgos de irradiacioacuten externa e interna si no se maneja adecuadamente pues la posibilidad de una contaminacioacuten y su posterior ingestioacuten o inhalacioacuten es mucho mayor
73 Otras Fuentes de Radiacioacuten Ionizante
Entre eacutestas se encuentran aquellas en las que es posible controlar en cierta medida el flujo radiactivo asiacute como la energiacutea de los fotones o
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partiacuteculas tal es el caso de los diversos tipos de aceleradores de partiacuteculas reactores y tubos de rayos X en los que soacutelo existe el riesgo de irradiacioacuten externa por lo que se deberaacuten de tomar las precauciones adecuadas seguacuten el caso
8 ACTIVIDAD Y VIDA MEDIA RADIACTIVA
81 Actividad
Es el teacutermino radioloacutegico que nos indica el nuacutemero de desintegraciones que tiene un elemento radiactivo por unidad de tiempo su expresioacuten matemaacutetica es
(1)
Ahora bien supongamos que tenemos una muestra con N aacutetomos radiactivos y consideremos lo siguiente
λ Probabilidad de que cambien (constante de decaimiento)λ dt Probabilidad de que cambie un aacutetomo en el proacuteximo intervalo de
tiempoλ NdtProbabilidad de que cambien N aacutetomos en el tiempo A esta
expresioacuten se le conoce como diferencial de N (dN) por lo tanto
dN = - λ Ndt
El signo menos indica que van desapareciendo unos aacutetomos (isoacutetopo padre) para convertirse en otros (isoacutetopos hijos) Dividiendo eacutesta ecuacioacuten entre N e integrado entre sus liacutemites normales tenemos
aplicando la regla de los logaritmos y exponenciando se obtiene
por lo tanto(2)
Derivando (2) y tomando en consideracioacuten la ecuacioacuten (1)Resulta
(3)
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Sustituyendo estas ecuaciones en (2) obtenemos
(4)
Esta ecuacioacuten nos indica que la actividad residual (A) de un elemento radiactivo es igual a su actividad original (Ao) siguiendo una exponencial negativa
82 Vida Media Radiactiva
Si quisieacuteramos saber en que tiempo un elemento radiactivo tiene la mitad de su actividad original consideremos
por lo que
Sustituyendo estos valores en (4) tenemos
Obteniendo logaritmos naturales
A esta uacuteltima foacutermula se le conoce como Vida Media y su significado es el tiempo requerido para que el nuacutemero de aacutetomos radiactivos se transformen o decaigan a la mitad de su valor original
La actividad de una fuente radiactiva se mide en desintegraciones por segundo (s-1) unidad conocida como Bequerel (Bq) Tambieacuten hay una unidad especial conocida como Curie (Ci) la equivalencia entre una y otra es
1 Ci = 37middot1010 Bq = 37 GBq
Las unidades para la constante de decaimiento son las del inverso del tiempo por lo tanto si la Vida Media de un determinado radioisoacutetopo estaacute en unidades de segundos (s) minutos (min) horas (h) diacuteas (d) o antildeos (a) las unidades de la constante de decaimiento seraacuten s-1 min-1 h-1 d-1 a-1
respectivamente
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Ejemplo 2
iquestCuaacutel es el valor de la constante de decaimiento (λ) para los siguientes radioisoacutetopos Nitroacutegeno-16 Bario-137m Tecnecio-99m Iodo-131 Cobalto-60 y Cesio-137
Datos- Obteniendo las vidas medias de la Tabla IV y la foacutermula para el caacutelculo de la vida media (Tfrac12) despejando a λ obtenemos lo siguiente
Para Nitroacutegeno-16 Tfrac12 = 72 s Para Bario-137m Tfrac12 = 2552 min
Para Tecnecio-99m Tfrac12 = 602 h Para Iodo-131 Tfrac12 = 804 d
Para Cobalto-60 Tfrac12 = 5271 a Para Cesio-137 Tfrac12 = 30 a
Ejemplo 3
El diacutea de hoy se ha recibido un paquete con las siguientes fuentes radiactivas Azufre-35 Berilio-7 Cromo-51 e Iridio-192 de las cuales las dos primeras traen un certificado indicando una actividad de 370 GBq (10 Ci) cada una en la fecha de embarque las dos uacuteltimas no traiacutean certificado pero se les ha determinado una actividad de 337 y 460 GBq (911 y 1244 Ci) respectivamente si el paquete se embarcoacute hace 20 diacuteas iquestCuaacutel seraacute la actividad actual (A) de las dos primeras fuentes y cuaacutel era la actividad inicial (Ao) de las dos uacuteltimas al momento del embarque
Datos- De la Tabla IV obtenemos su respectiva vida media y utilizando la foacutermula para la actividad (4) resulta
Para Azufre-35 Tfrac12 = 8744 d
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Para Berilio-7 Tfrac12 = 5344 d
Para resolver la segunda parte del problema esto es conocer la actividad inicial (A0) de las fuentes radiactivas restantes de la ecuacioacuten (3) despejamos eacuteste termino quedando
Por lo tanto para Cromo-51 Tfrac12 = 27704 d
y para Iridio-192 Tfrac12 = 7402 d
Con los ejemplos descritos se ve como influye la constante de decaimiento (λ) o vida media (Tfrac12) en la actividad de un radioisoacutetopo
Ejercicio 1
a) De los radioisoacutetopos descritos en el Ejemplo 1 obtenga la constante de decaimiento λ en h-1 para cada uno de ellos
b) Encuentre la actividad de Ca-45 y Cf-252 si ambos (cu) teniacutean una actividad de 740 GBq (20 Ci) hace un antildeo
83 Actividad especiacutefica
Es la actividad total de un determinado radionuacuteclido por gramo de la ecuacioacuten (3) se obtiene esta cantidad para cualquier elemento radiactivo mediante lo siguiente
pero por la Ley de Avogadro
donde N es el nuacutemero de aacutetomos por unidad de masa m es la masa del elemento radiactivo en gramos (en este caso igual a uno) NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 aacutetomosg) y A es el nuacutemero maacutesico del elemento por lo que la uacuteltima ecuacioacuten resultaraacute de la siguiente manera
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Esta ecuacioacuten es vaacutelida siempre y cuando la vida media esteacute expresada en segundos
Ejemplo 4
Calcular la actividad especiacutefica del Cobalto-60 sabiendo por los datos descritos en la Tabla IV que Tfrac12 = 5271 antildeos y A = 60
Tfrac12 = 5271 antildeos = 5271 36525 24 3600 s = 16634 106 s Sustituyendo valores en la ecuacioacuten de la actividad especiacutefica resulta
Ejercicio 2
Calcule la actividad especiacutefica del Iridio-192 (Ir-192) y del Cesio-137 (Cs-137) y compare su resultado con el descrito en la Tabla IV para dichos radioisoacutetopos
84 Actividad como funcioacuten de las vidas medias
Otra manera de calcular la actividad de un radioisoacutetopo es mediante lo siguiente
De y (5)
Si t Tfrac12 representa en realidad el nuacutemero de t veces Tfrac12 esto es
(6)
entonces en esta uacuteltima relacioacuten n representa el nuacutemero de vidas medias (Tfrac12) transcurridas en el tiempo t
Sustituyendo el valor de (6) en (5) y aplicando las reglas de los logaritmos obtenemos
Sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten de la actividad da por resultado
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pero
Ejemplo 5
Se tienen varias fuentes radiactivas de las cuales se tienen las siguientes preguntas y datos
a) iquestCuaacutel es la actividad actual de una fuente de I-131 cuya actividad inicial (A0) era de 185 GBq (5 Ci) y han transcurrido 6 vidas medias desde su recibo
b) Una fuente de Co-60 es usada en teleterapia con una actividad inicial de 37 TBq (1000 Ci) iquestqueacute actividad tendraacute si han transcurrido 25 vidas medias
c) Una fuente de Ir-192 de 333 TBq (90 Ci) despueacutes de 100 diacuteas de decaimiento iquestqueacute actividad tendraacute
d) Una fuente de Na-24 de 185 GBq (500 mCi) despueacutes de 25 diacuteas de decaimiento iquestcuaacutel seraacute su actividad
Soluciones
Para a)
Para b)
Para c) Tfrac12 = 7402 d n = 100 d7402 d = 135
Para d) Tfrac12 = 15 h y t = 25 d = 25 24 h = 60 h n = 60 h15 h = 4
Ejercicio 3
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Una fuente radiactiva tiene una actividad de 222 TBq (60 Ci) iquestCuaacutel seraacute su actividad despueacutes de a) 1 b) 1585 c) 3 d) 5 y e) 7 vidas medias transcurridas
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA
91 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica
Como se sabe el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es proteger a los individuos y sus descendientes a la poblacioacuten y al medio ambiente limitando y previniendo hasta niveles aceptables los efectos que pudieran resultar de la exposicioacuten a la radiacioacuten debida a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante Para limitar y reducir la exposicioacuten a la radiacioacuten a un miacutenimo posible se deben de considerar principalmente tres factores que determinan la exposicioacuten total que la persona recibe en un campo de radiacioacuten Estos son
1 Distancia de la fuente al punto de intereacutes2 Tiempo de permanencia en el campo de radiacioacuten del punto de intereacutes3 Blindaje presente (cantidad de material y tipo) entre la fuente y el punto
de intereacutes
Se menciona el teacutermino punto de intereacutes ya que todos los desarrollos que se presentan enseguida se basan exclusivamente en la elaboracioacuten de los caacutelculos para un punto de intereacutes fijo y una fuente isotroacutepica puntual ya que los caacutelculos cuando el punto de intereacutes es moacutevil se desarrollan en el capiacutetulo 13 ldquoCaacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrialrdquo
(7)
Para determinar cualquiera de los factores anteriores es necesario establecer una relacioacuten que cuantifique la magnitud de la exposicioacuten que se estaacute recibiendo en un determinado campo de radiacioacuten a esta relacioacuten se le conoce como Rapidez de Exposicioacuten y su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
donde
A = actividad de la fuente radiactiva en Mega Bequerel (MBq) al momento de la exposicioacutenΓ = constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma esto es la rapidez de dosis a 1 metro de una fuente con 1 MBq de actividad
La actividad ya fue descrita en capiacutetulos anteriores mientras que el caacutelculo de Γ se describe enseguida
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92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma ()
La rapidez de Exposicioacuten es un paraacutemetro que indica como influye la distancia en un campo de radiacioacuten se desarrolla a partir de la Γ para una fuente puntual y un haz de radiacioacuten monoenergeacutetico y unidireccional Esta es una cantidad uacutetil en aplicaciones de la proteccioacuten radioloacutegica y es el segundo factor de importancia en el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis ya que el primero es la actividad de la fuente radiactiva
La informacioacuten que a continuacioacuten se presenta es la actualizada y fue desarrollada a partir de estudios previos La tendraacute en este texto las unidades de la rapidez de dosis equivalente del Sistema Internacional esto es mSvh para una fuente unitaria de 1 MBq a una distancia de un metro Estas unidades sustituyen a las unidades especiales usadas anteriores utilizando las siguientes conversiones
1 mCi = 37 MBq y 1 Sv = 100 rem
Otra diferencia respecto de las anteriores unidades es que la transformacioacuten de rapidez de dosis a densidad de flujo de rayos gamma fue desarrollada primeramente mediante la ecuacioacuten
(8)
Donde la energiacutea estaacute dada en MeV y los valores de los coeficientes A B C y F se describen en la Tabla I para cada grupo de energiacutea Con esos valores la queda de la siguiente manera
(9)
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por unidad de densidad de flujo ecuacioacuten (8)
El caacutelculo de la se debe de realizar para cada energiacutea gamma cuando se realizan caacutelculos de blindajes sin embargo cuando soacutelo se requiere calcular la rapidez de dosis a la que se expone una persona o la dosis equivalente que recibe lo praacutectico es usar el valor de la constante gamma del radionuacuteclido descrito en tablas
Ejemplo 6
Calcular la constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () de los siguientes radionuacuteclidos a) Cs-137 y b) Co-60
a) Datos para Cs-137 E = 066165 MeV S = 852
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Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
partiacuteculas tal es el caso de los diversos tipos de aceleradores de partiacuteculas reactores y tubos de rayos X en los que soacutelo existe el riesgo de irradiacioacuten externa por lo que se deberaacuten de tomar las precauciones adecuadas seguacuten el caso
8 ACTIVIDAD Y VIDA MEDIA RADIACTIVA
81 Actividad
Es el teacutermino radioloacutegico que nos indica el nuacutemero de desintegraciones que tiene un elemento radiactivo por unidad de tiempo su expresioacuten matemaacutetica es
(1)
Ahora bien supongamos que tenemos una muestra con N aacutetomos radiactivos y consideremos lo siguiente
λ Probabilidad de que cambien (constante de decaimiento)λ dt Probabilidad de que cambie un aacutetomo en el proacuteximo intervalo de
tiempoλ NdtProbabilidad de que cambien N aacutetomos en el tiempo A esta
expresioacuten se le conoce como diferencial de N (dN) por lo tanto
dN = - λ Ndt
El signo menos indica que van desapareciendo unos aacutetomos (isoacutetopo padre) para convertirse en otros (isoacutetopos hijos) Dividiendo eacutesta ecuacioacuten entre N e integrado entre sus liacutemites normales tenemos
aplicando la regla de los logaritmos y exponenciando se obtiene
por lo tanto(2)
Derivando (2) y tomando en consideracioacuten la ecuacioacuten (1)Resulta
(3)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Sustituyendo estas ecuaciones en (2) obtenemos
(4)
Esta ecuacioacuten nos indica que la actividad residual (A) de un elemento radiactivo es igual a su actividad original (Ao) siguiendo una exponencial negativa
82 Vida Media Radiactiva
Si quisieacuteramos saber en que tiempo un elemento radiactivo tiene la mitad de su actividad original consideremos
por lo que
Sustituyendo estos valores en (4) tenemos
Obteniendo logaritmos naturales
A esta uacuteltima foacutermula se le conoce como Vida Media y su significado es el tiempo requerido para que el nuacutemero de aacutetomos radiactivos se transformen o decaigan a la mitad de su valor original
La actividad de una fuente radiactiva se mide en desintegraciones por segundo (s-1) unidad conocida como Bequerel (Bq) Tambieacuten hay una unidad especial conocida como Curie (Ci) la equivalencia entre una y otra es
1 Ci = 37middot1010 Bq = 37 GBq
Las unidades para la constante de decaimiento son las del inverso del tiempo por lo tanto si la Vida Media de un determinado radioisoacutetopo estaacute en unidades de segundos (s) minutos (min) horas (h) diacuteas (d) o antildeos (a) las unidades de la constante de decaimiento seraacuten s-1 min-1 h-1 d-1 a-1
respectivamente
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Ejemplo 2
iquestCuaacutel es el valor de la constante de decaimiento (λ) para los siguientes radioisoacutetopos Nitroacutegeno-16 Bario-137m Tecnecio-99m Iodo-131 Cobalto-60 y Cesio-137
Datos- Obteniendo las vidas medias de la Tabla IV y la foacutermula para el caacutelculo de la vida media (Tfrac12) despejando a λ obtenemos lo siguiente
Para Nitroacutegeno-16 Tfrac12 = 72 s Para Bario-137m Tfrac12 = 2552 min
Para Tecnecio-99m Tfrac12 = 602 h Para Iodo-131 Tfrac12 = 804 d
Para Cobalto-60 Tfrac12 = 5271 a Para Cesio-137 Tfrac12 = 30 a
Ejemplo 3
El diacutea de hoy se ha recibido un paquete con las siguientes fuentes radiactivas Azufre-35 Berilio-7 Cromo-51 e Iridio-192 de las cuales las dos primeras traen un certificado indicando una actividad de 370 GBq (10 Ci) cada una en la fecha de embarque las dos uacuteltimas no traiacutean certificado pero se les ha determinado una actividad de 337 y 460 GBq (911 y 1244 Ci) respectivamente si el paquete se embarcoacute hace 20 diacuteas iquestCuaacutel seraacute la actividad actual (A) de las dos primeras fuentes y cuaacutel era la actividad inicial (Ao) de las dos uacuteltimas al momento del embarque
Datos- De la Tabla IV obtenemos su respectiva vida media y utilizando la foacutermula para la actividad (4) resulta
Para Azufre-35 Tfrac12 = 8744 d
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Para Berilio-7 Tfrac12 = 5344 d
Para resolver la segunda parte del problema esto es conocer la actividad inicial (A0) de las fuentes radiactivas restantes de la ecuacioacuten (3) despejamos eacuteste termino quedando
Por lo tanto para Cromo-51 Tfrac12 = 27704 d
y para Iridio-192 Tfrac12 = 7402 d
Con los ejemplos descritos se ve como influye la constante de decaimiento (λ) o vida media (Tfrac12) en la actividad de un radioisoacutetopo
Ejercicio 1
a) De los radioisoacutetopos descritos en el Ejemplo 1 obtenga la constante de decaimiento λ en h-1 para cada uno de ellos
b) Encuentre la actividad de Ca-45 y Cf-252 si ambos (cu) teniacutean una actividad de 740 GBq (20 Ci) hace un antildeo
83 Actividad especiacutefica
Es la actividad total de un determinado radionuacuteclido por gramo de la ecuacioacuten (3) se obtiene esta cantidad para cualquier elemento radiactivo mediante lo siguiente
pero por la Ley de Avogadro
donde N es el nuacutemero de aacutetomos por unidad de masa m es la masa del elemento radiactivo en gramos (en este caso igual a uno) NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 aacutetomosg) y A es el nuacutemero maacutesico del elemento por lo que la uacuteltima ecuacioacuten resultaraacute de la siguiente manera
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Esta ecuacioacuten es vaacutelida siempre y cuando la vida media esteacute expresada en segundos
Ejemplo 4
Calcular la actividad especiacutefica del Cobalto-60 sabiendo por los datos descritos en la Tabla IV que Tfrac12 = 5271 antildeos y A = 60
Tfrac12 = 5271 antildeos = 5271 36525 24 3600 s = 16634 106 s Sustituyendo valores en la ecuacioacuten de la actividad especiacutefica resulta
Ejercicio 2
Calcule la actividad especiacutefica del Iridio-192 (Ir-192) y del Cesio-137 (Cs-137) y compare su resultado con el descrito en la Tabla IV para dichos radioisoacutetopos
84 Actividad como funcioacuten de las vidas medias
Otra manera de calcular la actividad de un radioisoacutetopo es mediante lo siguiente
De y (5)
Si t Tfrac12 representa en realidad el nuacutemero de t veces Tfrac12 esto es
(6)
entonces en esta uacuteltima relacioacuten n representa el nuacutemero de vidas medias (Tfrac12) transcurridas en el tiempo t
Sustituyendo el valor de (6) en (5) y aplicando las reglas de los logaritmos obtenemos
Sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten de la actividad da por resultado
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pero
Ejemplo 5
Se tienen varias fuentes radiactivas de las cuales se tienen las siguientes preguntas y datos
a) iquestCuaacutel es la actividad actual de una fuente de I-131 cuya actividad inicial (A0) era de 185 GBq (5 Ci) y han transcurrido 6 vidas medias desde su recibo
b) Una fuente de Co-60 es usada en teleterapia con una actividad inicial de 37 TBq (1000 Ci) iquestqueacute actividad tendraacute si han transcurrido 25 vidas medias
c) Una fuente de Ir-192 de 333 TBq (90 Ci) despueacutes de 100 diacuteas de decaimiento iquestqueacute actividad tendraacute
d) Una fuente de Na-24 de 185 GBq (500 mCi) despueacutes de 25 diacuteas de decaimiento iquestcuaacutel seraacute su actividad
Soluciones
Para a)
Para b)
Para c) Tfrac12 = 7402 d n = 100 d7402 d = 135
Para d) Tfrac12 = 15 h y t = 25 d = 25 24 h = 60 h n = 60 h15 h = 4
Ejercicio 3
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Una fuente radiactiva tiene una actividad de 222 TBq (60 Ci) iquestCuaacutel seraacute su actividad despueacutes de a) 1 b) 1585 c) 3 d) 5 y e) 7 vidas medias transcurridas
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA
91 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica
Como se sabe el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es proteger a los individuos y sus descendientes a la poblacioacuten y al medio ambiente limitando y previniendo hasta niveles aceptables los efectos que pudieran resultar de la exposicioacuten a la radiacioacuten debida a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante Para limitar y reducir la exposicioacuten a la radiacioacuten a un miacutenimo posible se deben de considerar principalmente tres factores que determinan la exposicioacuten total que la persona recibe en un campo de radiacioacuten Estos son
1 Distancia de la fuente al punto de intereacutes2 Tiempo de permanencia en el campo de radiacioacuten del punto de intereacutes3 Blindaje presente (cantidad de material y tipo) entre la fuente y el punto
de intereacutes
Se menciona el teacutermino punto de intereacutes ya que todos los desarrollos que se presentan enseguida se basan exclusivamente en la elaboracioacuten de los caacutelculos para un punto de intereacutes fijo y una fuente isotroacutepica puntual ya que los caacutelculos cuando el punto de intereacutes es moacutevil se desarrollan en el capiacutetulo 13 ldquoCaacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrialrdquo
(7)
Para determinar cualquiera de los factores anteriores es necesario establecer una relacioacuten que cuantifique la magnitud de la exposicioacuten que se estaacute recibiendo en un determinado campo de radiacioacuten a esta relacioacuten se le conoce como Rapidez de Exposicioacuten y su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
donde
A = actividad de la fuente radiactiva en Mega Bequerel (MBq) al momento de la exposicioacutenΓ = constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma esto es la rapidez de dosis a 1 metro de una fuente con 1 MBq de actividad
La actividad ya fue descrita en capiacutetulos anteriores mientras que el caacutelculo de Γ se describe enseguida
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92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma ()
La rapidez de Exposicioacuten es un paraacutemetro que indica como influye la distancia en un campo de radiacioacuten se desarrolla a partir de la Γ para una fuente puntual y un haz de radiacioacuten monoenergeacutetico y unidireccional Esta es una cantidad uacutetil en aplicaciones de la proteccioacuten radioloacutegica y es el segundo factor de importancia en el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis ya que el primero es la actividad de la fuente radiactiva
La informacioacuten que a continuacioacuten se presenta es la actualizada y fue desarrollada a partir de estudios previos La tendraacute en este texto las unidades de la rapidez de dosis equivalente del Sistema Internacional esto es mSvh para una fuente unitaria de 1 MBq a una distancia de un metro Estas unidades sustituyen a las unidades especiales usadas anteriores utilizando las siguientes conversiones
1 mCi = 37 MBq y 1 Sv = 100 rem
Otra diferencia respecto de las anteriores unidades es que la transformacioacuten de rapidez de dosis a densidad de flujo de rayos gamma fue desarrollada primeramente mediante la ecuacioacuten
(8)
Donde la energiacutea estaacute dada en MeV y los valores de los coeficientes A B C y F se describen en la Tabla I para cada grupo de energiacutea Con esos valores la queda de la siguiente manera
(9)
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por unidad de densidad de flujo ecuacioacuten (8)
El caacutelculo de la se debe de realizar para cada energiacutea gamma cuando se realizan caacutelculos de blindajes sin embargo cuando soacutelo se requiere calcular la rapidez de dosis a la que se expone una persona o la dosis equivalente que recibe lo praacutectico es usar el valor de la constante gamma del radionuacuteclido descrito en tablas
Ejemplo 6
Calcular la constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () de los siguientes radionuacuteclidos a) Cs-137 y b) Co-60
a) Datos para Cs-137 E = 066165 MeV S = 852
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Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Sustituyendo estas ecuaciones en (2) obtenemos
(4)
Esta ecuacioacuten nos indica que la actividad residual (A) de un elemento radiactivo es igual a su actividad original (Ao) siguiendo una exponencial negativa
82 Vida Media Radiactiva
Si quisieacuteramos saber en que tiempo un elemento radiactivo tiene la mitad de su actividad original consideremos
por lo que
Sustituyendo estos valores en (4) tenemos
Obteniendo logaritmos naturales
A esta uacuteltima foacutermula se le conoce como Vida Media y su significado es el tiempo requerido para que el nuacutemero de aacutetomos radiactivos se transformen o decaigan a la mitad de su valor original
La actividad de una fuente radiactiva se mide en desintegraciones por segundo (s-1) unidad conocida como Bequerel (Bq) Tambieacuten hay una unidad especial conocida como Curie (Ci) la equivalencia entre una y otra es
1 Ci = 37middot1010 Bq = 37 GBq
Las unidades para la constante de decaimiento son las del inverso del tiempo por lo tanto si la Vida Media de un determinado radioisoacutetopo estaacute en unidades de segundos (s) minutos (min) horas (h) diacuteas (d) o antildeos (a) las unidades de la constante de decaimiento seraacuten s-1 min-1 h-1 d-1 a-1
respectivamente
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Ejemplo 2
iquestCuaacutel es el valor de la constante de decaimiento (λ) para los siguientes radioisoacutetopos Nitroacutegeno-16 Bario-137m Tecnecio-99m Iodo-131 Cobalto-60 y Cesio-137
Datos- Obteniendo las vidas medias de la Tabla IV y la foacutermula para el caacutelculo de la vida media (Tfrac12) despejando a λ obtenemos lo siguiente
Para Nitroacutegeno-16 Tfrac12 = 72 s Para Bario-137m Tfrac12 = 2552 min
Para Tecnecio-99m Tfrac12 = 602 h Para Iodo-131 Tfrac12 = 804 d
Para Cobalto-60 Tfrac12 = 5271 a Para Cesio-137 Tfrac12 = 30 a
Ejemplo 3
El diacutea de hoy se ha recibido un paquete con las siguientes fuentes radiactivas Azufre-35 Berilio-7 Cromo-51 e Iridio-192 de las cuales las dos primeras traen un certificado indicando una actividad de 370 GBq (10 Ci) cada una en la fecha de embarque las dos uacuteltimas no traiacutean certificado pero se les ha determinado una actividad de 337 y 460 GBq (911 y 1244 Ci) respectivamente si el paquete se embarcoacute hace 20 diacuteas iquestCuaacutel seraacute la actividad actual (A) de las dos primeras fuentes y cuaacutel era la actividad inicial (Ao) de las dos uacuteltimas al momento del embarque
Datos- De la Tabla IV obtenemos su respectiva vida media y utilizando la foacutermula para la actividad (4) resulta
Para Azufre-35 Tfrac12 = 8744 d
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Para Berilio-7 Tfrac12 = 5344 d
Para resolver la segunda parte del problema esto es conocer la actividad inicial (A0) de las fuentes radiactivas restantes de la ecuacioacuten (3) despejamos eacuteste termino quedando
Por lo tanto para Cromo-51 Tfrac12 = 27704 d
y para Iridio-192 Tfrac12 = 7402 d
Con los ejemplos descritos se ve como influye la constante de decaimiento (λ) o vida media (Tfrac12) en la actividad de un radioisoacutetopo
Ejercicio 1
a) De los radioisoacutetopos descritos en el Ejemplo 1 obtenga la constante de decaimiento λ en h-1 para cada uno de ellos
b) Encuentre la actividad de Ca-45 y Cf-252 si ambos (cu) teniacutean una actividad de 740 GBq (20 Ci) hace un antildeo
83 Actividad especiacutefica
Es la actividad total de un determinado radionuacuteclido por gramo de la ecuacioacuten (3) se obtiene esta cantidad para cualquier elemento radiactivo mediante lo siguiente
pero por la Ley de Avogadro
donde N es el nuacutemero de aacutetomos por unidad de masa m es la masa del elemento radiactivo en gramos (en este caso igual a uno) NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 aacutetomosg) y A es el nuacutemero maacutesico del elemento por lo que la uacuteltima ecuacioacuten resultaraacute de la siguiente manera
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Esta ecuacioacuten es vaacutelida siempre y cuando la vida media esteacute expresada en segundos
Ejemplo 4
Calcular la actividad especiacutefica del Cobalto-60 sabiendo por los datos descritos en la Tabla IV que Tfrac12 = 5271 antildeos y A = 60
Tfrac12 = 5271 antildeos = 5271 36525 24 3600 s = 16634 106 s Sustituyendo valores en la ecuacioacuten de la actividad especiacutefica resulta
Ejercicio 2
Calcule la actividad especiacutefica del Iridio-192 (Ir-192) y del Cesio-137 (Cs-137) y compare su resultado con el descrito en la Tabla IV para dichos radioisoacutetopos
84 Actividad como funcioacuten de las vidas medias
Otra manera de calcular la actividad de un radioisoacutetopo es mediante lo siguiente
De y (5)
Si t Tfrac12 representa en realidad el nuacutemero de t veces Tfrac12 esto es
(6)
entonces en esta uacuteltima relacioacuten n representa el nuacutemero de vidas medias (Tfrac12) transcurridas en el tiempo t
Sustituyendo el valor de (6) en (5) y aplicando las reglas de los logaritmos obtenemos
Sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten de la actividad da por resultado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
pero
Ejemplo 5
Se tienen varias fuentes radiactivas de las cuales se tienen las siguientes preguntas y datos
a) iquestCuaacutel es la actividad actual de una fuente de I-131 cuya actividad inicial (A0) era de 185 GBq (5 Ci) y han transcurrido 6 vidas medias desde su recibo
b) Una fuente de Co-60 es usada en teleterapia con una actividad inicial de 37 TBq (1000 Ci) iquestqueacute actividad tendraacute si han transcurrido 25 vidas medias
c) Una fuente de Ir-192 de 333 TBq (90 Ci) despueacutes de 100 diacuteas de decaimiento iquestqueacute actividad tendraacute
d) Una fuente de Na-24 de 185 GBq (500 mCi) despueacutes de 25 diacuteas de decaimiento iquestcuaacutel seraacute su actividad
Soluciones
Para a)
Para b)
Para c) Tfrac12 = 7402 d n = 100 d7402 d = 135
Para d) Tfrac12 = 15 h y t = 25 d = 25 24 h = 60 h n = 60 h15 h = 4
Ejercicio 3
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Una fuente radiactiva tiene una actividad de 222 TBq (60 Ci) iquestCuaacutel seraacute su actividad despueacutes de a) 1 b) 1585 c) 3 d) 5 y e) 7 vidas medias transcurridas
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA
91 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica
Como se sabe el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es proteger a los individuos y sus descendientes a la poblacioacuten y al medio ambiente limitando y previniendo hasta niveles aceptables los efectos que pudieran resultar de la exposicioacuten a la radiacioacuten debida a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante Para limitar y reducir la exposicioacuten a la radiacioacuten a un miacutenimo posible se deben de considerar principalmente tres factores que determinan la exposicioacuten total que la persona recibe en un campo de radiacioacuten Estos son
1 Distancia de la fuente al punto de intereacutes2 Tiempo de permanencia en el campo de radiacioacuten del punto de intereacutes3 Blindaje presente (cantidad de material y tipo) entre la fuente y el punto
de intereacutes
Se menciona el teacutermino punto de intereacutes ya que todos los desarrollos que se presentan enseguida se basan exclusivamente en la elaboracioacuten de los caacutelculos para un punto de intereacutes fijo y una fuente isotroacutepica puntual ya que los caacutelculos cuando el punto de intereacutes es moacutevil se desarrollan en el capiacutetulo 13 ldquoCaacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrialrdquo
(7)
Para determinar cualquiera de los factores anteriores es necesario establecer una relacioacuten que cuantifique la magnitud de la exposicioacuten que se estaacute recibiendo en un determinado campo de radiacioacuten a esta relacioacuten se le conoce como Rapidez de Exposicioacuten y su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
donde
A = actividad de la fuente radiactiva en Mega Bequerel (MBq) al momento de la exposicioacutenΓ = constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma esto es la rapidez de dosis a 1 metro de una fuente con 1 MBq de actividad
La actividad ya fue descrita en capiacutetulos anteriores mientras que el caacutelculo de Γ se describe enseguida
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma ()
La rapidez de Exposicioacuten es un paraacutemetro que indica como influye la distancia en un campo de radiacioacuten se desarrolla a partir de la Γ para una fuente puntual y un haz de radiacioacuten monoenergeacutetico y unidireccional Esta es una cantidad uacutetil en aplicaciones de la proteccioacuten radioloacutegica y es el segundo factor de importancia en el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis ya que el primero es la actividad de la fuente radiactiva
La informacioacuten que a continuacioacuten se presenta es la actualizada y fue desarrollada a partir de estudios previos La tendraacute en este texto las unidades de la rapidez de dosis equivalente del Sistema Internacional esto es mSvh para una fuente unitaria de 1 MBq a una distancia de un metro Estas unidades sustituyen a las unidades especiales usadas anteriores utilizando las siguientes conversiones
1 mCi = 37 MBq y 1 Sv = 100 rem
Otra diferencia respecto de las anteriores unidades es que la transformacioacuten de rapidez de dosis a densidad de flujo de rayos gamma fue desarrollada primeramente mediante la ecuacioacuten
(8)
Donde la energiacutea estaacute dada en MeV y los valores de los coeficientes A B C y F se describen en la Tabla I para cada grupo de energiacutea Con esos valores la queda de la siguiente manera
(9)
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por unidad de densidad de flujo ecuacioacuten (8)
El caacutelculo de la se debe de realizar para cada energiacutea gamma cuando se realizan caacutelculos de blindajes sin embargo cuando soacutelo se requiere calcular la rapidez de dosis a la que se expone una persona o la dosis equivalente que recibe lo praacutectico es usar el valor de la constante gamma del radionuacuteclido descrito en tablas
Ejemplo 6
Calcular la constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () de los siguientes radionuacuteclidos a) Cs-137 y b) Co-60
a) Datos para Cs-137 E = 066165 MeV S = 852
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
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Ejemplo 2
iquestCuaacutel es el valor de la constante de decaimiento (λ) para los siguientes radioisoacutetopos Nitroacutegeno-16 Bario-137m Tecnecio-99m Iodo-131 Cobalto-60 y Cesio-137
Datos- Obteniendo las vidas medias de la Tabla IV y la foacutermula para el caacutelculo de la vida media (Tfrac12) despejando a λ obtenemos lo siguiente
Para Nitroacutegeno-16 Tfrac12 = 72 s Para Bario-137m Tfrac12 = 2552 min
Para Tecnecio-99m Tfrac12 = 602 h Para Iodo-131 Tfrac12 = 804 d
Para Cobalto-60 Tfrac12 = 5271 a Para Cesio-137 Tfrac12 = 30 a
Ejemplo 3
El diacutea de hoy se ha recibido un paquete con las siguientes fuentes radiactivas Azufre-35 Berilio-7 Cromo-51 e Iridio-192 de las cuales las dos primeras traen un certificado indicando una actividad de 370 GBq (10 Ci) cada una en la fecha de embarque las dos uacuteltimas no traiacutean certificado pero se les ha determinado una actividad de 337 y 460 GBq (911 y 1244 Ci) respectivamente si el paquete se embarcoacute hace 20 diacuteas iquestCuaacutel seraacute la actividad actual (A) de las dos primeras fuentes y cuaacutel era la actividad inicial (Ao) de las dos uacuteltimas al momento del embarque
Datos- De la Tabla IV obtenemos su respectiva vida media y utilizando la foacutermula para la actividad (4) resulta
Para Azufre-35 Tfrac12 = 8744 d
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Para Berilio-7 Tfrac12 = 5344 d
Para resolver la segunda parte del problema esto es conocer la actividad inicial (A0) de las fuentes radiactivas restantes de la ecuacioacuten (3) despejamos eacuteste termino quedando
Por lo tanto para Cromo-51 Tfrac12 = 27704 d
y para Iridio-192 Tfrac12 = 7402 d
Con los ejemplos descritos se ve como influye la constante de decaimiento (λ) o vida media (Tfrac12) en la actividad de un radioisoacutetopo
Ejercicio 1
a) De los radioisoacutetopos descritos en el Ejemplo 1 obtenga la constante de decaimiento λ en h-1 para cada uno de ellos
b) Encuentre la actividad de Ca-45 y Cf-252 si ambos (cu) teniacutean una actividad de 740 GBq (20 Ci) hace un antildeo
83 Actividad especiacutefica
Es la actividad total de un determinado radionuacuteclido por gramo de la ecuacioacuten (3) se obtiene esta cantidad para cualquier elemento radiactivo mediante lo siguiente
pero por la Ley de Avogadro
donde N es el nuacutemero de aacutetomos por unidad de masa m es la masa del elemento radiactivo en gramos (en este caso igual a uno) NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 aacutetomosg) y A es el nuacutemero maacutesico del elemento por lo que la uacuteltima ecuacioacuten resultaraacute de la siguiente manera
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Esta ecuacioacuten es vaacutelida siempre y cuando la vida media esteacute expresada en segundos
Ejemplo 4
Calcular la actividad especiacutefica del Cobalto-60 sabiendo por los datos descritos en la Tabla IV que Tfrac12 = 5271 antildeos y A = 60
Tfrac12 = 5271 antildeos = 5271 36525 24 3600 s = 16634 106 s Sustituyendo valores en la ecuacioacuten de la actividad especiacutefica resulta
Ejercicio 2
Calcule la actividad especiacutefica del Iridio-192 (Ir-192) y del Cesio-137 (Cs-137) y compare su resultado con el descrito en la Tabla IV para dichos radioisoacutetopos
84 Actividad como funcioacuten de las vidas medias
Otra manera de calcular la actividad de un radioisoacutetopo es mediante lo siguiente
De y (5)
Si t Tfrac12 representa en realidad el nuacutemero de t veces Tfrac12 esto es
(6)
entonces en esta uacuteltima relacioacuten n representa el nuacutemero de vidas medias (Tfrac12) transcurridas en el tiempo t
Sustituyendo el valor de (6) en (5) y aplicando las reglas de los logaritmos obtenemos
Sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten de la actividad da por resultado
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pero
Ejemplo 5
Se tienen varias fuentes radiactivas de las cuales se tienen las siguientes preguntas y datos
a) iquestCuaacutel es la actividad actual de una fuente de I-131 cuya actividad inicial (A0) era de 185 GBq (5 Ci) y han transcurrido 6 vidas medias desde su recibo
b) Una fuente de Co-60 es usada en teleterapia con una actividad inicial de 37 TBq (1000 Ci) iquestqueacute actividad tendraacute si han transcurrido 25 vidas medias
c) Una fuente de Ir-192 de 333 TBq (90 Ci) despueacutes de 100 diacuteas de decaimiento iquestqueacute actividad tendraacute
d) Una fuente de Na-24 de 185 GBq (500 mCi) despueacutes de 25 diacuteas de decaimiento iquestcuaacutel seraacute su actividad
Soluciones
Para a)
Para b)
Para c) Tfrac12 = 7402 d n = 100 d7402 d = 135
Para d) Tfrac12 = 15 h y t = 25 d = 25 24 h = 60 h n = 60 h15 h = 4
Ejercicio 3
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Una fuente radiactiva tiene una actividad de 222 TBq (60 Ci) iquestCuaacutel seraacute su actividad despueacutes de a) 1 b) 1585 c) 3 d) 5 y e) 7 vidas medias transcurridas
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA
91 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica
Como se sabe el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es proteger a los individuos y sus descendientes a la poblacioacuten y al medio ambiente limitando y previniendo hasta niveles aceptables los efectos que pudieran resultar de la exposicioacuten a la radiacioacuten debida a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante Para limitar y reducir la exposicioacuten a la radiacioacuten a un miacutenimo posible se deben de considerar principalmente tres factores que determinan la exposicioacuten total que la persona recibe en un campo de radiacioacuten Estos son
1 Distancia de la fuente al punto de intereacutes2 Tiempo de permanencia en el campo de radiacioacuten del punto de intereacutes3 Blindaje presente (cantidad de material y tipo) entre la fuente y el punto
de intereacutes
Se menciona el teacutermino punto de intereacutes ya que todos los desarrollos que se presentan enseguida se basan exclusivamente en la elaboracioacuten de los caacutelculos para un punto de intereacutes fijo y una fuente isotroacutepica puntual ya que los caacutelculos cuando el punto de intereacutes es moacutevil se desarrollan en el capiacutetulo 13 ldquoCaacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrialrdquo
(7)
Para determinar cualquiera de los factores anteriores es necesario establecer una relacioacuten que cuantifique la magnitud de la exposicioacuten que se estaacute recibiendo en un determinado campo de radiacioacuten a esta relacioacuten se le conoce como Rapidez de Exposicioacuten y su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
donde
A = actividad de la fuente radiactiva en Mega Bequerel (MBq) al momento de la exposicioacutenΓ = constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma esto es la rapidez de dosis a 1 metro de una fuente con 1 MBq de actividad
La actividad ya fue descrita en capiacutetulos anteriores mientras que el caacutelculo de Γ se describe enseguida
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92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma ()
La rapidez de Exposicioacuten es un paraacutemetro que indica como influye la distancia en un campo de radiacioacuten se desarrolla a partir de la Γ para una fuente puntual y un haz de radiacioacuten monoenergeacutetico y unidireccional Esta es una cantidad uacutetil en aplicaciones de la proteccioacuten radioloacutegica y es el segundo factor de importancia en el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis ya que el primero es la actividad de la fuente radiactiva
La informacioacuten que a continuacioacuten se presenta es la actualizada y fue desarrollada a partir de estudios previos La tendraacute en este texto las unidades de la rapidez de dosis equivalente del Sistema Internacional esto es mSvh para una fuente unitaria de 1 MBq a una distancia de un metro Estas unidades sustituyen a las unidades especiales usadas anteriores utilizando las siguientes conversiones
1 mCi = 37 MBq y 1 Sv = 100 rem
Otra diferencia respecto de las anteriores unidades es que la transformacioacuten de rapidez de dosis a densidad de flujo de rayos gamma fue desarrollada primeramente mediante la ecuacioacuten
(8)
Donde la energiacutea estaacute dada en MeV y los valores de los coeficientes A B C y F se describen en la Tabla I para cada grupo de energiacutea Con esos valores la queda de la siguiente manera
(9)
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por unidad de densidad de flujo ecuacioacuten (8)
El caacutelculo de la se debe de realizar para cada energiacutea gamma cuando se realizan caacutelculos de blindajes sin embargo cuando soacutelo se requiere calcular la rapidez de dosis a la que se expone una persona o la dosis equivalente que recibe lo praacutectico es usar el valor de la constante gamma del radionuacuteclido descrito en tablas
Ejemplo 6
Calcular la constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () de los siguientes radionuacuteclidos a) Cs-137 y b) Co-60
a) Datos para Cs-137 E = 066165 MeV S = 852
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Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
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Para Berilio-7 Tfrac12 = 5344 d
Para resolver la segunda parte del problema esto es conocer la actividad inicial (A0) de las fuentes radiactivas restantes de la ecuacioacuten (3) despejamos eacuteste termino quedando
Por lo tanto para Cromo-51 Tfrac12 = 27704 d
y para Iridio-192 Tfrac12 = 7402 d
Con los ejemplos descritos se ve como influye la constante de decaimiento (λ) o vida media (Tfrac12) en la actividad de un radioisoacutetopo
Ejercicio 1
a) De los radioisoacutetopos descritos en el Ejemplo 1 obtenga la constante de decaimiento λ en h-1 para cada uno de ellos
b) Encuentre la actividad de Ca-45 y Cf-252 si ambos (cu) teniacutean una actividad de 740 GBq (20 Ci) hace un antildeo
83 Actividad especiacutefica
Es la actividad total de un determinado radionuacuteclido por gramo de la ecuacioacuten (3) se obtiene esta cantidad para cualquier elemento radiactivo mediante lo siguiente
pero por la Ley de Avogadro
donde N es el nuacutemero de aacutetomos por unidad de masa m es la masa del elemento radiactivo en gramos (en este caso igual a uno) NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 aacutetomosg) y A es el nuacutemero maacutesico del elemento por lo que la uacuteltima ecuacioacuten resultaraacute de la siguiente manera
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Esta ecuacioacuten es vaacutelida siempre y cuando la vida media esteacute expresada en segundos
Ejemplo 4
Calcular la actividad especiacutefica del Cobalto-60 sabiendo por los datos descritos en la Tabla IV que Tfrac12 = 5271 antildeos y A = 60
Tfrac12 = 5271 antildeos = 5271 36525 24 3600 s = 16634 106 s Sustituyendo valores en la ecuacioacuten de la actividad especiacutefica resulta
Ejercicio 2
Calcule la actividad especiacutefica del Iridio-192 (Ir-192) y del Cesio-137 (Cs-137) y compare su resultado con el descrito en la Tabla IV para dichos radioisoacutetopos
84 Actividad como funcioacuten de las vidas medias
Otra manera de calcular la actividad de un radioisoacutetopo es mediante lo siguiente
De y (5)
Si t Tfrac12 representa en realidad el nuacutemero de t veces Tfrac12 esto es
(6)
entonces en esta uacuteltima relacioacuten n representa el nuacutemero de vidas medias (Tfrac12) transcurridas en el tiempo t
Sustituyendo el valor de (6) en (5) y aplicando las reglas de los logaritmos obtenemos
Sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten de la actividad da por resultado
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pero
Ejemplo 5
Se tienen varias fuentes radiactivas de las cuales se tienen las siguientes preguntas y datos
a) iquestCuaacutel es la actividad actual de una fuente de I-131 cuya actividad inicial (A0) era de 185 GBq (5 Ci) y han transcurrido 6 vidas medias desde su recibo
b) Una fuente de Co-60 es usada en teleterapia con una actividad inicial de 37 TBq (1000 Ci) iquestqueacute actividad tendraacute si han transcurrido 25 vidas medias
c) Una fuente de Ir-192 de 333 TBq (90 Ci) despueacutes de 100 diacuteas de decaimiento iquestqueacute actividad tendraacute
d) Una fuente de Na-24 de 185 GBq (500 mCi) despueacutes de 25 diacuteas de decaimiento iquestcuaacutel seraacute su actividad
Soluciones
Para a)
Para b)
Para c) Tfrac12 = 7402 d n = 100 d7402 d = 135
Para d) Tfrac12 = 15 h y t = 25 d = 25 24 h = 60 h n = 60 h15 h = 4
Ejercicio 3
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Una fuente radiactiva tiene una actividad de 222 TBq (60 Ci) iquestCuaacutel seraacute su actividad despueacutes de a) 1 b) 1585 c) 3 d) 5 y e) 7 vidas medias transcurridas
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA
91 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica
Como se sabe el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es proteger a los individuos y sus descendientes a la poblacioacuten y al medio ambiente limitando y previniendo hasta niveles aceptables los efectos que pudieran resultar de la exposicioacuten a la radiacioacuten debida a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante Para limitar y reducir la exposicioacuten a la radiacioacuten a un miacutenimo posible se deben de considerar principalmente tres factores que determinan la exposicioacuten total que la persona recibe en un campo de radiacioacuten Estos son
1 Distancia de la fuente al punto de intereacutes2 Tiempo de permanencia en el campo de radiacioacuten del punto de intereacutes3 Blindaje presente (cantidad de material y tipo) entre la fuente y el punto
de intereacutes
Se menciona el teacutermino punto de intereacutes ya que todos los desarrollos que se presentan enseguida se basan exclusivamente en la elaboracioacuten de los caacutelculos para un punto de intereacutes fijo y una fuente isotroacutepica puntual ya que los caacutelculos cuando el punto de intereacutes es moacutevil se desarrollan en el capiacutetulo 13 ldquoCaacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrialrdquo
(7)
Para determinar cualquiera de los factores anteriores es necesario establecer una relacioacuten que cuantifique la magnitud de la exposicioacuten que se estaacute recibiendo en un determinado campo de radiacioacuten a esta relacioacuten se le conoce como Rapidez de Exposicioacuten y su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
donde
A = actividad de la fuente radiactiva en Mega Bequerel (MBq) al momento de la exposicioacutenΓ = constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma esto es la rapidez de dosis a 1 metro de una fuente con 1 MBq de actividad
La actividad ya fue descrita en capiacutetulos anteriores mientras que el caacutelculo de Γ se describe enseguida
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92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma ()
La rapidez de Exposicioacuten es un paraacutemetro que indica como influye la distancia en un campo de radiacioacuten se desarrolla a partir de la Γ para una fuente puntual y un haz de radiacioacuten monoenergeacutetico y unidireccional Esta es una cantidad uacutetil en aplicaciones de la proteccioacuten radioloacutegica y es el segundo factor de importancia en el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis ya que el primero es la actividad de la fuente radiactiva
La informacioacuten que a continuacioacuten se presenta es la actualizada y fue desarrollada a partir de estudios previos La tendraacute en este texto las unidades de la rapidez de dosis equivalente del Sistema Internacional esto es mSvh para una fuente unitaria de 1 MBq a una distancia de un metro Estas unidades sustituyen a las unidades especiales usadas anteriores utilizando las siguientes conversiones
1 mCi = 37 MBq y 1 Sv = 100 rem
Otra diferencia respecto de las anteriores unidades es que la transformacioacuten de rapidez de dosis a densidad de flujo de rayos gamma fue desarrollada primeramente mediante la ecuacioacuten
(8)
Donde la energiacutea estaacute dada en MeV y los valores de los coeficientes A B C y F se describen en la Tabla I para cada grupo de energiacutea Con esos valores la queda de la siguiente manera
(9)
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por unidad de densidad de flujo ecuacioacuten (8)
El caacutelculo de la se debe de realizar para cada energiacutea gamma cuando se realizan caacutelculos de blindajes sin embargo cuando soacutelo se requiere calcular la rapidez de dosis a la que se expone una persona o la dosis equivalente que recibe lo praacutectico es usar el valor de la constante gamma del radionuacuteclido descrito en tablas
Ejemplo 6
Calcular la constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () de los siguientes radionuacuteclidos a) Cs-137 y b) Co-60
a) Datos para Cs-137 E = 066165 MeV S = 852
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Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 45
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Esta ecuacioacuten es vaacutelida siempre y cuando la vida media esteacute expresada en segundos
Ejemplo 4
Calcular la actividad especiacutefica del Cobalto-60 sabiendo por los datos descritos en la Tabla IV que Tfrac12 = 5271 antildeos y A = 60
Tfrac12 = 5271 antildeos = 5271 36525 24 3600 s = 16634 106 s Sustituyendo valores en la ecuacioacuten de la actividad especiacutefica resulta
Ejercicio 2
Calcule la actividad especiacutefica del Iridio-192 (Ir-192) y del Cesio-137 (Cs-137) y compare su resultado con el descrito en la Tabla IV para dichos radioisoacutetopos
84 Actividad como funcioacuten de las vidas medias
Otra manera de calcular la actividad de un radioisoacutetopo es mediante lo siguiente
De y (5)
Si t Tfrac12 representa en realidad el nuacutemero de t veces Tfrac12 esto es
(6)
entonces en esta uacuteltima relacioacuten n representa el nuacutemero de vidas medias (Tfrac12) transcurridas en el tiempo t
Sustituyendo el valor de (6) en (5) y aplicando las reglas de los logaritmos obtenemos
Sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten de la actividad da por resultado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
pero
Ejemplo 5
Se tienen varias fuentes radiactivas de las cuales se tienen las siguientes preguntas y datos
a) iquestCuaacutel es la actividad actual de una fuente de I-131 cuya actividad inicial (A0) era de 185 GBq (5 Ci) y han transcurrido 6 vidas medias desde su recibo
b) Una fuente de Co-60 es usada en teleterapia con una actividad inicial de 37 TBq (1000 Ci) iquestqueacute actividad tendraacute si han transcurrido 25 vidas medias
c) Una fuente de Ir-192 de 333 TBq (90 Ci) despueacutes de 100 diacuteas de decaimiento iquestqueacute actividad tendraacute
d) Una fuente de Na-24 de 185 GBq (500 mCi) despueacutes de 25 diacuteas de decaimiento iquestcuaacutel seraacute su actividad
Soluciones
Para a)
Para b)
Para c) Tfrac12 = 7402 d n = 100 d7402 d = 135
Para d) Tfrac12 = 15 h y t = 25 d = 25 24 h = 60 h n = 60 h15 h = 4
Ejercicio 3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Una fuente radiactiva tiene una actividad de 222 TBq (60 Ci) iquestCuaacutel seraacute su actividad despueacutes de a) 1 b) 1585 c) 3 d) 5 y e) 7 vidas medias transcurridas
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA
91 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica
Como se sabe el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es proteger a los individuos y sus descendientes a la poblacioacuten y al medio ambiente limitando y previniendo hasta niveles aceptables los efectos que pudieran resultar de la exposicioacuten a la radiacioacuten debida a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante Para limitar y reducir la exposicioacuten a la radiacioacuten a un miacutenimo posible se deben de considerar principalmente tres factores que determinan la exposicioacuten total que la persona recibe en un campo de radiacioacuten Estos son
1 Distancia de la fuente al punto de intereacutes2 Tiempo de permanencia en el campo de radiacioacuten del punto de intereacutes3 Blindaje presente (cantidad de material y tipo) entre la fuente y el punto
de intereacutes
Se menciona el teacutermino punto de intereacutes ya que todos los desarrollos que se presentan enseguida se basan exclusivamente en la elaboracioacuten de los caacutelculos para un punto de intereacutes fijo y una fuente isotroacutepica puntual ya que los caacutelculos cuando el punto de intereacutes es moacutevil se desarrollan en el capiacutetulo 13 ldquoCaacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrialrdquo
(7)
Para determinar cualquiera de los factores anteriores es necesario establecer una relacioacuten que cuantifique la magnitud de la exposicioacuten que se estaacute recibiendo en un determinado campo de radiacioacuten a esta relacioacuten se le conoce como Rapidez de Exposicioacuten y su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
donde
A = actividad de la fuente radiactiva en Mega Bequerel (MBq) al momento de la exposicioacutenΓ = constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma esto es la rapidez de dosis a 1 metro de una fuente con 1 MBq de actividad
La actividad ya fue descrita en capiacutetulos anteriores mientras que el caacutelculo de Γ se describe enseguida
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma ()
La rapidez de Exposicioacuten es un paraacutemetro que indica como influye la distancia en un campo de radiacioacuten se desarrolla a partir de la Γ para una fuente puntual y un haz de radiacioacuten monoenergeacutetico y unidireccional Esta es una cantidad uacutetil en aplicaciones de la proteccioacuten radioloacutegica y es el segundo factor de importancia en el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis ya que el primero es la actividad de la fuente radiactiva
La informacioacuten que a continuacioacuten se presenta es la actualizada y fue desarrollada a partir de estudios previos La tendraacute en este texto las unidades de la rapidez de dosis equivalente del Sistema Internacional esto es mSvh para una fuente unitaria de 1 MBq a una distancia de un metro Estas unidades sustituyen a las unidades especiales usadas anteriores utilizando las siguientes conversiones
1 mCi = 37 MBq y 1 Sv = 100 rem
Otra diferencia respecto de las anteriores unidades es que la transformacioacuten de rapidez de dosis a densidad de flujo de rayos gamma fue desarrollada primeramente mediante la ecuacioacuten
(8)
Donde la energiacutea estaacute dada en MeV y los valores de los coeficientes A B C y F se describen en la Tabla I para cada grupo de energiacutea Con esos valores la queda de la siguiente manera
(9)
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por unidad de densidad de flujo ecuacioacuten (8)
El caacutelculo de la se debe de realizar para cada energiacutea gamma cuando se realizan caacutelculos de blindajes sin embargo cuando soacutelo se requiere calcular la rapidez de dosis a la que se expone una persona o la dosis equivalente que recibe lo praacutectico es usar el valor de la constante gamma del radionuacuteclido descrito en tablas
Ejemplo 6
Calcular la constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () de los siguientes radionuacuteclidos a) Cs-137 y b) Co-60
a) Datos para Cs-137 E = 066165 MeV S = 852
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
pero
Ejemplo 5
Se tienen varias fuentes radiactivas de las cuales se tienen las siguientes preguntas y datos
a) iquestCuaacutel es la actividad actual de una fuente de I-131 cuya actividad inicial (A0) era de 185 GBq (5 Ci) y han transcurrido 6 vidas medias desde su recibo
b) Una fuente de Co-60 es usada en teleterapia con una actividad inicial de 37 TBq (1000 Ci) iquestqueacute actividad tendraacute si han transcurrido 25 vidas medias
c) Una fuente de Ir-192 de 333 TBq (90 Ci) despueacutes de 100 diacuteas de decaimiento iquestqueacute actividad tendraacute
d) Una fuente de Na-24 de 185 GBq (500 mCi) despueacutes de 25 diacuteas de decaimiento iquestcuaacutel seraacute su actividad
Soluciones
Para a)
Para b)
Para c) Tfrac12 = 7402 d n = 100 d7402 d = 135
Para d) Tfrac12 = 15 h y t = 25 d = 25 24 h = 60 h n = 60 h15 h = 4
Ejercicio 3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Una fuente radiactiva tiene una actividad de 222 TBq (60 Ci) iquestCuaacutel seraacute su actividad despueacutes de a) 1 b) 1585 c) 3 d) 5 y e) 7 vidas medias transcurridas
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA
91 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica
Como se sabe el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es proteger a los individuos y sus descendientes a la poblacioacuten y al medio ambiente limitando y previniendo hasta niveles aceptables los efectos que pudieran resultar de la exposicioacuten a la radiacioacuten debida a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante Para limitar y reducir la exposicioacuten a la radiacioacuten a un miacutenimo posible se deben de considerar principalmente tres factores que determinan la exposicioacuten total que la persona recibe en un campo de radiacioacuten Estos son
1 Distancia de la fuente al punto de intereacutes2 Tiempo de permanencia en el campo de radiacioacuten del punto de intereacutes3 Blindaje presente (cantidad de material y tipo) entre la fuente y el punto
de intereacutes
Se menciona el teacutermino punto de intereacutes ya que todos los desarrollos que se presentan enseguida se basan exclusivamente en la elaboracioacuten de los caacutelculos para un punto de intereacutes fijo y una fuente isotroacutepica puntual ya que los caacutelculos cuando el punto de intereacutes es moacutevil se desarrollan en el capiacutetulo 13 ldquoCaacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrialrdquo
(7)
Para determinar cualquiera de los factores anteriores es necesario establecer una relacioacuten que cuantifique la magnitud de la exposicioacuten que se estaacute recibiendo en un determinado campo de radiacioacuten a esta relacioacuten se le conoce como Rapidez de Exposicioacuten y su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
donde
A = actividad de la fuente radiactiva en Mega Bequerel (MBq) al momento de la exposicioacutenΓ = constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma esto es la rapidez de dosis a 1 metro de una fuente con 1 MBq de actividad
La actividad ya fue descrita en capiacutetulos anteriores mientras que el caacutelculo de Γ se describe enseguida
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma ()
La rapidez de Exposicioacuten es un paraacutemetro que indica como influye la distancia en un campo de radiacioacuten se desarrolla a partir de la Γ para una fuente puntual y un haz de radiacioacuten monoenergeacutetico y unidireccional Esta es una cantidad uacutetil en aplicaciones de la proteccioacuten radioloacutegica y es el segundo factor de importancia en el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis ya que el primero es la actividad de la fuente radiactiva
La informacioacuten que a continuacioacuten se presenta es la actualizada y fue desarrollada a partir de estudios previos La tendraacute en este texto las unidades de la rapidez de dosis equivalente del Sistema Internacional esto es mSvh para una fuente unitaria de 1 MBq a una distancia de un metro Estas unidades sustituyen a las unidades especiales usadas anteriores utilizando las siguientes conversiones
1 mCi = 37 MBq y 1 Sv = 100 rem
Otra diferencia respecto de las anteriores unidades es que la transformacioacuten de rapidez de dosis a densidad de flujo de rayos gamma fue desarrollada primeramente mediante la ecuacioacuten
(8)
Donde la energiacutea estaacute dada en MeV y los valores de los coeficientes A B C y F se describen en la Tabla I para cada grupo de energiacutea Con esos valores la queda de la siguiente manera
(9)
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por unidad de densidad de flujo ecuacioacuten (8)
El caacutelculo de la se debe de realizar para cada energiacutea gamma cuando se realizan caacutelculos de blindajes sin embargo cuando soacutelo se requiere calcular la rapidez de dosis a la que se expone una persona o la dosis equivalente que recibe lo praacutectico es usar el valor de la constante gamma del radionuacuteclido descrito en tablas
Ejemplo 6
Calcular la constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () de los siguientes radionuacuteclidos a) Cs-137 y b) Co-60
a) Datos para Cs-137 E = 066165 MeV S = 852
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 50
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Una fuente radiactiva tiene una actividad de 222 TBq (60 Ci) iquestCuaacutel seraacute su actividad despueacutes de a) 1 b) 1585 c) 3 d) 5 y e) 7 vidas medias transcurridas
9 EXPOSICIOacuteN A LA RADIACIOacuteN GAMMA
91 Principios Baacutesicos de la Proteccioacuten Radioloacutegica
Como se sabe el objetivo de la Proteccioacuten Radioloacutegica es proteger a los individuos y sus descendientes a la poblacioacuten y al medio ambiente limitando y previniendo hasta niveles aceptables los efectos que pudieran resultar de la exposicioacuten a la radiacioacuten debida a la realizacioacuten de actividades necesarias en las cuales se hace uso de fuentes de radiacioacuten ionizante Para limitar y reducir la exposicioacuten a la radiacioacuten a un miacutenimo posible se deben de considerar principalmente tres factores que determinan la exposicioacuten total que la persona recibe en un campo de radiacioacuten Estos son
1 Distancia de la fuente al punto de intereacutes2 Tiempo de permanencia en el campo de radiacioacuten del punto de intereacutes3 Blindaje presente (cantidad de material y tipo) entre la fuente y el punto
de intereacutes
Se menciona el teacutermino punto de intereacutes ya que todos los desarrollos que se presentan enseguida se basan exclusivamente en la elaboracioacuten de los caacutelculos para un punto de intereacutes fijo y una fuente isotroacutepica puntual ya que los caacutelculos cuando el punto de intereacutes es moacutevil se desarrollan en el capiacutetulo 13 ldquoCaacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrialrdquo
(7)
Para determinar cualquiera de los factores anteriores es necesario establecer una relacioacuten que cuantifique la magnitud de la exposicioacuten que se estaacute recibiendo en un determinado campo de radiacioacuten a esta relacioacuten se le conoce como Rapidez de Exposicioacuten y su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
donde
A = actividad de la fuente radiactiva en Mega Bequerel (MBq) al momento de la exposicioacutenΓ = constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma esto es la rapidez de dosis a 1 metro de una fuente con 1 MBq de actividad
La actividad ya fue descrita en capiacutetulos anteriores mientras que el caacutelculo de Γ se describe enseguida
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma ()
La rapidez de Exposicioacuten es un paraacutemetro que indica como influye la distancia en un campo de radiacioacuten se desarrolla a partir de la Γ para una fuente puntual y un haz de radiacioacuten monoenergeacutetico y unidireccional Esta es una cantidad uacutetil en aplicaciones de la proteccioacuten radioloacutegica y es el segundo factor de importancia en el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis ya que el primero es la actividad de la fuente radiactiva
La informacioacuten que a continuacioacuten se presenta es la actualizada y fue desarrollada a partir de estudios previos La tendraacute en este texto las unidades de la rapidez de dosis equivalente del Sistema Internacional esto es mSvh para una fuente unitaria de 1 MBq a una distancia de un metro Estas unidades sustituyen a las unidades especiales usadas anteriores utilizando las siguientes conversiones
1 mCi = 37 MBq y 1 Sv = 100 rem
Otra diferencia respecto de las anteriores unidades es que la transformacioacuten de rapidez de dosis a densidad de flujo de rayos gamma fue desarrollada primeramente mediante la ecuacioacuten
(8)
Donde la energiacutea estaacute dada en MeV y los valores de los coeficientes A B C y F se describen en la Tabla I para cada grupo de energiacutea Con esos valores la queda de la siguiente manera
(9)
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por unidad de densidad de flujo ecuacioacuten (8)
El caacutelculo de la se debe de realizar para cada energiacutea gamma cuando se realizan caacutelculos de blindajes sin embargo cuando soacutelo se requiere calcular la rapidez de dosis a la que se expone una persona o la dosis equivalente que recibe lo praacutectico es usar el valor de la constante gamma del radionuacuteclido descrito en tablas
Ejemplo 6
Calcular la constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () de los siguientes radionuacuteclidos a) Cs-137 y b) Co-60
a) Datos para Cs-137 E = 066165 MeV S = 852
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
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92 Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma ()
La rapidez de Exposicioacuten es un paraacutemetro que indica como influye la distancia en un campo de radiacioacuten se desarrolla a partir de la Γ para una fuente puntual y un haz de radiacioacuten monoenergeacutetico y unidireccional Esta es una cantidad uacutetil en aplicaciones de la proteccioacuten radioloacutegica y es el segundo factor de importancia en el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis ya que el primero es la actividad de la fuente radiactiva
La informacioacuten que a continuacioacuten se presenta es la actualizada y fue desarrollada a partir de estudios previos La tendraacute en este texto las unidades de la rapidez de dosis equivalente del Sistema Internacional esto es mSvh para una fuente unitaria de 1 MBq a una distancia de un metro Estas unidades sustituyen a las unidades especiales usadas anteriores utilizando las siguientes conversiones
1 mCi = 37 MBq y 1 Sv = 100 rem
Otra diferencia respecto de las anteriores unidades es que la transformacioacuten de rapidez de dosis a densidad de flujo de rayos gamma fue desarrollada primeramente mediante la ecuacioacuten
(8)
Donde la energiacutea estaacute dada en MeV y los valores de los coeficientes A B C y F se describen en la Tabla I para cada grupo de energiacutea Con esos valores la queda de la siguiente manera
(9)
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por unidad de densidad de flujo ecuacioacuten (8)
El caacutelculo de la se debe de realizar para cada energiacutea gamma cuando se realizan caacutelculos de blindajes sin embargo cuando soacutelo se requiere calcular la rapidez de dosis a la que se expone una persona o la dosis equivalente que recibe lo praacutectico es usar el valor de la constante gamma del radionuacuteclido descrito en tablas
Ejemplo 6
Calcular la constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () de los siguientes radionuacuteclidos a) Cs-137 y b) Co-60
a) Datos para Cs-137 E = 066165 MeV S = 852
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Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Utilizando el valor de la energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para esta energiacutea y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
Por lo que para obtener el valor de D(E) utilizamos la regla de los logaritmos y exponenciales obteniendo
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Si deseamos el resultado en mSvh por MBq entonces realizamos las siguientes operaciones
1 rem = 10 mSv y 1 Bq = 110-6 MBq
La para el Cs-137 es aproximadamente igual a
b) Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV S1 = 100E2 = 13325 MeV S2 = 100
Utilizando el valor de cada energiacutea y los coeficientes de la Tabla I para cada una de ellas y sustituyendo en la ecuacioacuten (8) obtenemos
b1) Para la primera energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
b2) Para la segunda energiacutea
Por lo tanto
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (9) se obtiene
Por lo tanto
Por lo que la Γ para el Co-60 seraacute = 1 + 2 quedando finalmente
Al comparar los anteriores resultados calculados con los descritos en la Tabla II para estos radioisoacutetopos se nota que la diferencia es miacutenima
93 Rapidez de Exposicioacuten o de dosis
Si las unidades de la se les multiplica por una cantidad determinada de MBq llamada actividad (A) y se divide esto entre una distancia en metros al cuadrado (m2) denotaacutendola con r2 se obtiene la foacutermula para la rapidez de exposicioacuten dado que estamos igualando 1 R = 1 rem (10 mSv) por lo tanto el teacutermino rapidez de exposicioacuten o dosis dependeraacute de las unidades que estemos utilizando ya sea Roentgen o rem respectivamente Su expresioacuten matemaacutetica es la siguiente
(10)
Esta foacutermula nos indica el campo de radiacioacuten mediante el cual se estaacuten exponiendo los seres o cosas a fuentes radiactivas puntuales e isotroacutepicas A partir de eacutesta se desarrolla la formulacioacuten para la obtencioacuten de los paraacutemetros distancia tiempo y blindaje y la misma nos ayuda a calibrar de una manera maacutes aceptable equipos medidores de campos de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal propoacutesito estaacuten calibradas
Ejemplo 7
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 50
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 57
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcule la rapidez de exposicioacuten ( ) que da una fuente radiactiva de 37 GBq (10 Ci) de 60Co a 2 m de distancia y iquestQueacute rapidez de exposicioacuten dariacutea una fuente de 137Cs a la misma distancia y con igual actividad
Datos De la Tabla II
Para 60Co la Γ = 3703 E-4 [mSv m2h MBq]
Para 137Cs Γ = 1032 E-4 [mSv m2h MBq]
Pero 10 Sv = 1 mrem = 1 mR por lo que la rapidez de exposicioacuten seraacute
Para 60Co Para 137Cs
Con este ejemplo se ve que la rapidez de exposicioacuten variacutea en forma proporcional a la para distintas fuentes radiactivas con igual actividad y a la misma distancia de irradiacioacuten
Ejercicio 4
Obtenga la rapidez de exposicioacuten que da una fuente radiactiva de Ir-192 que tiene una actividad de 185 TBq (50 Ci) a un objeto que se encuentra a 5 m de la misma
94 Factor de Calibracioacuten (fc)
La ecuacioacuten para el caacutelculo de la rapidez de exposicioacuten o dosis permite calibrar de manera adecuada los monitores de radiacioacuten cuando las fuentes radiactivas utilizadas para tal fin estaacuten calibradas Para eacutesto se debe obtener un factor de calibracioacuten (fc) que relacione la lectura que se obtiene mediante caacutelculo (Lc) contra la lectura medida y observada en el monitor (Lo) tal relacioacuten es la siguiente
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Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
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Ejemplo 8
Calcular la rapidez de exposicioacuten ( ) a una distancia de 5 metros debida a una fuente de 60Co si hace 10 antildeos teniacutea una actividad de 740 GBq (20 Ci) Y el monitor de radiacioacuten hoy mide 300 mRh a esa distancia calcule tambieacuten el valor del factor de calibracioacuten
Solucioacuten
DatosΓ = 370310-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)Tfrac12 = 5271 a (Tabla IV)t = 10 aλ = ln 25271 a = 01315 a-1
A0 = 740 GBq = 740000 MBqr = 5 m
Se calculan la actividad y la rapidez de exposicioacuten
Este resultado es Lc y con el observado en el monitor (Lo = 300 mRh) se calcula el factor de calibracioacuten de la siguiente manera
Por lo que la lectura del monitor se debe multiplicar por este valor (0981) cada vez que se haga uso de eacutel para cuantificar un campo de radiacioacuten maacutes aproximado al valor real
95 Ley del inverso del Cuadrado (Factor Distancia)
La intensidad de un campo de radiacioacuten disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa Considerando una fuente puntual e isotroacutepica la intensidad del campo de radiacioacuten variacutea con el inverso del cuadrado de la distancia
Fuentebull bull
r1
r2
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Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tomando en consideracioacuten la figura anterior y la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten se tiene
y
por lo tanto
(11)
A eacutesta uacuteltima relacioacuten se le conoce como Ley del inverso del cuadrado en la que se muestra que la disminucioacuten o el aumento de la intensidad en un campo de radiacioacuten seraacute inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideracioacuten si las mediciones son en el aire o en el vaciacuteo
Para fuentes que no sean puntuales la rapidez de exposicioacuten disminuye con el aumento de la distancia pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma
Ejemplo 9
Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposicioacuten de 3 Rh a una distancia de 20 cm Calcular la rapidez de exposicioacuten a una distancia de 2 m
SolucioacutenDatos
y
despejando a de la ecuacioacuten (11) y sustituyendo sus valores tenemos
Ejemplo 10
Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposicioacuten de 25 mRh
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
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SolucioacutenDatos
y
Despejando r2 de la foacutermula (11) y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiacioacuten
10 CAacuteLCULO DE LA EXPOSICIOacuteN (Factor Tiempo)
101 Fuentes radiactivas de vida media grande
Con la ecuacioacuten para la rapidez de exposicioacuten (10) y considerando la actividad como una constante debido a una vida media mucho mayor que el tiempo de exposicioacuten se encuentra la exposicioacuten (X) de la manera siguiente
integrando entre sus liacutemites naturales
como (12)
Esta uacuteltima ecuacioacuten establece que el tiempo es directamente proporcional a la exposicioacuten o dosis esto es entre maacutes tiempo se permanezca en un campo de radiacioacuten dado mayor seraacute la exposicioacuten (X) El teacutermino exposicioacuten significa irradiacioacuten de personas animales o cosas a emisores de radiacioacuten ionizante
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El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
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112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
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Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 59
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
El rad es la unidad de dosis absorbida (D) que nos cuantifica el promedio de energiacutea impartido por la radiacioacuten a la materia su relacioacuten con la exposicioacuten y con la dosis equivalente para fines de proteccioacuten radioloacutegica es la siguiente
Para unidades especiales 1 R = 1 rad = 1 remPara el SI 1 Gy = 1 Sv
Las equivalencias entre unas y otras son UNIDADESSIMBOLOPara la exposicioacuten 1 R = 258 10-4 CKg XPara la dosis absorbida 1 rad = 001 Gy DPara la dosis equivalente 1 rem = 001 Sv H
Asimismo la ecuacioacuten anterior (12) se utiliza cuando se requiere hacer la calibracioacuten de dosiacutemetros personales siguiendo los pasos hasta aquiacute descritos
Ejemplo 11
Durante la realizacioacuten de un trabajo una persona se expone a una fuente de 137Cs de 4625 GBq (125 Ci) durante 15 minutos La distancia a la que se encuentra de la fuente es de 450 cm Calcular
a) La dosis equivalente (H) en Sv (mrem)
b) el nuacutemero de veces que podraacute desempentildear ese mismo trabajo en el diacutea para no exceder la dosis diaria de 200 Sv (20 mrem)
DatosΓ = 103210-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II) t = 15 min = 025 hr = 450 cm = 45 mA = 4625 GBq = 46250 MBq
a)
b) Dado que la dosis diaria no debe de exceder de 200 Sv (20 mrem) y la dosis que recibe es de 59 Sv por la realizacioacuten de cada trabajo el nuacutemero de veces que puede desempentildear la misma labor es la siguiente
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
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Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 30
L
VF middot t5
K
VH
VF
l
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 34
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 36
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 38
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 39
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
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por lo tanto no lo puede realizar maacutes tres veces al diacutea
102 Fuentes radiactivas de vida media corta
Cuando la fuente radiactiva tiene una vida media corta con respecto al tiempo de exposicioacuten la actividad A no puede ser considerada como constante sino que se comporta de acuerdo con la funcioacuten exponencial ya conocida
Sustituyendo esta expresioacuten en la ecuacioacuten de la rapidez de exposicioacuten (10) se tiene
integrando entre sus liacutemites naturales
(13)
dondeA0 = actividad inicial de la fuente radiactivaλ = constante de decaimiento del radioisoacutetopoti = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al inicio de la exposicioacutent = tiempo de decaimiento de la fuente radiactiva al teacutermino de la exposicioacuten
Ejemplo 12
Un transportista entrega en un laboratorio una fuente de Nitroacutegeno-13 (13N) con una actividad de 37 TBq (100 Ci) a las 800 AM a las 830 AM la fuente se cae y se sale de su contenedor A las 900 AM un teacutecnico entra a reparar un lavabo y permanece a una distancia de 2 metros de la fuente durante 30 minutos Calculara) La actividad que tiene la fuente a las 900 AM
b) La rapidez de dosis ( ) que se tiene desde la fuente hasta el teacutecnico a esa distancia y a esa hora
c) La dosis equivalente (H) que recibioacute el teacutecnico debido a su permanencia durante la realizacioacuten del trabajo
d) La actividad que tiene la fuente radiactiva al momento de salir el teacutecnico
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e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
e) La rapidez de exposicioacuten ( ) que da la fuente al teacutecnico al momento de terminar el trabajo
Datos = 193810-4 [mSv m2h MBq] (Tabla II)A0 = 37 TBq = 37106 MBqTfrac12 = 997 min (Tabla IV)r = 2 m
a)
t = 60 minA = (37106 MBq) e-(007 bull 60) = 555103 MBqA = 555103 MBq
b) Para calcular la rapidez de dosis ponemos en la ecuacioacuten (10) las magnitudes y cuidamos la consistencia de las unidades resultando
c) Sustituyendo los datos que se tienen en la ecuacioacuten (19) se obtiene lo siguiente
En la ecuacioacuten (13) tambieacuten se podriacutea haber puesto ti = 0 y t = 30 min si se hubiera utilizado la actividad calculada en el punto a)
d) Para t = 90 min
A = (37106 MBq) e-(007 bull 90) = 679103 MBq
A = 679103 MBq (1836 mCi)
e)
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
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r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 30
L
VF middot t5
K
VH
VF
l
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
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11- CAacuteLCULO DE EXPOSICIOacuteN EN GAMMAGRAFIacuteA INDUSTRIAL
Para este caacutelculo se toma en cuenta la secuencia loacutegica de la exposicioacuten a la radiacioacuten cuando se utilizan equipos gammagraacuteficos portaacutetiles analizando mediante cinco etapas el movimiento de la fuente radiactiva asiacute como el del trabajador durante la exposicioacuten de la placa (ver Figuras 111 112 y 113) Este caacutelculo de exposicioacuten tambieacuten se puede utilizar el cualquier proceso donde la fuente radiactiva o el personal involucrado esteacuten en movimiento uno respecto del otro
Figura 111 Fuente Moacutevil
111 Etapa 1 (Fuente Moacutevil)
La rapidez de exposicioacuten en esta etapa viene dada por
donde l es la distancia de la persona al contenedor de la fuente yVf middott1 es la distancia que se aleja la fuente del contenedor a la velocidad Vf
en el tiempo t1 hasta su lugar de exposicioacuten
Si a esta uacuteltima ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(14)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 28
r
l Vf t1
r = l + Vf middot t1Vf
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 30
L
VF middot t5
K
VH
VF
l
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 31
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 34
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 36
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 38
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Donde X1 representa la exposicioacuten o dosis del operador del equipo desde que la fuente radiactiva sale de su contenedor hasta que se detiene en el lugar donde se tomaraacute la placa radiograacutefica
112 Etapa 2 (Hombre Moacutevil)
En esta etapa se desarrolla la exposicioacuten del operador desde que se aleja del telemando hasta que se situacutea en un lugar lo suficientemente alejado de la fuente radiactiva (ver Figura 112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con Hombre-Moacutevil viene dada de manera similar que la anterior para Fuente-Moacutevil por
donde L es la distancia desde el telemando hasta donde de ubica la fuente yVh middott2 es la distancia que se aleja la persona del telemando a la velocidad
Vh en el tiempo t2 hasta un lugar seguro
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(15)
Donde X2 representa la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja del telemando hasta que se detiene en el lugar donde se mantendraacute alejado
Figura 112 Hombre Moacutevil y Distancia Constante
113 Etapa 3 (Distancia Constante)
En esta etapa se calcula la exposicioacuten del operador durante el tiempo que permanece alejado de la fuente radiactiva a una misma distancia (ver Figura
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LK = Vh middot t2
K
Vh
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
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L
VF middot t5
K
VH
VF
l
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 63
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
112) donde no se rebasen los liacutemites autorizados La rapidez de exposicioacuten con distancia constante viene dada por
Si a esta ecuacioacuten le separamos sus variables e integramos tendremos
(16)
Donde X3 representa la exposicioacuten o dosis del operador durante el tiempo t3 que permanece a distancia constante de la fuente radiactiva
114 Etapas 4 y 5 (Hombre y Fuente Moacutevil)
Estas etapas desarrollan la exposicioacuten o dosis del operador desde que se aleja desde su sitio fijo y regresa al telemando para iniciar el regreso de la fuente radiactiva hasta el interior de su contenedor (ver Figura 113) La exposicioacuten con Hombre-Moacutevil y posteriormente con Fuente-Moacutevil se obtiene de manera similar a la obtenida en las dos primeras etapas por lo que sus exposiciones estaraacuten dadas por
(17)
donde VH middot t4 es la distancia (K) que separa a la persona al telemando y la recorre a una velocidad VH en un tiempo t4 y VF middot t5 es la distancia que recorre la fuente radiactiva desde su punto de exposicioacuten hasta el interior del blindaje a una velocidad Vf en el tiempo t5
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 30
L
VF middot t5
K
VH
VF
l
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Figura 113 Hombre Moacutevil y Fuente Moacutevil
Hasta lo aquiacute descrito se puede considerar que X1 = X5 y X2 = X4 si Vf = VF y Vh
= VH es decir que las exposiciones en las etapas 1 y 5 son iguales si la velocidad con la que se retira e introduce la fuente del contenedor son las mismas asiacute como las exposiciones en las etapas 2 y 4 seraacuten iguales si la velocidad con la que se aleja y regresa la persona al telemando son las mismas Por lo tanto la exposicioacuten o dosis total vendraacute dada por
X = 2X1 + 2X2 + X3
De no cumplirse lo descrito en el paacuterrafo anterior se deberaacute utilizar cada ecuacioacuten en forma independiente y despueacutes sumar todos los resultados para obtener la dosis total
Ejemplo 12
Calcule la dosis total que recibe un teacutecnico al realizar una placa radiograacutefica con una fuente de Iridio-192 que tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) si la extensioacuten que tiene el telemando es de 7 metros y la distancia que sale la fuente del contenedor es de 65 metros mientras que el tiempo que tarda en sacar y regresar la fuente a su contenedor es de 8 segundos respectivamente (t1 = t5) siendo de 15 segundos el tiempo que la fuente permanece a su distancia maacutexima y el teacutecnico sin moverse
Nota Soacutelo se consideran las etapas 1 3 y 5 no asiacute la 2 y 4 ya que el teacutecnico no se aleja ni regresa al telemando Una situacioacuten que se debe tener muy en cuenta al resolver problemas en proteccioacuten radioloacutegica y en particular en este desarrollo es la consistencia de las unidades en que deben de estar las variables para no llegar a resultados erroacuteneos
Datos A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq = 1599middot10-4 mSvm2hrMBqt3 = 15 s y t1 = t5 = 8 sl = 7 m
Sustituyendo los datos en la foacutermula (14) se obtiene
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
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La dosis cuando la fuente permanece estaacutetica viene dada por la foacutermula (16)
Por lo tanto la dosis total seraacute
X = 2X1 + X3 = 2(00139mSv) + 00135mSv =
X = 00413 mSv [413 mrem]
Esta dosis indica que soacutelo podraacute realizar a lo maacutes 5 radiografiacuteas de esa manera para no rebasar su dosis equivalente diaria por lo que tendraacute que usar blindaje adecuado para futuras exposiciones
12- BLINDAJES
Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva es posible reducir la rapidez de exposicioacuten colocando un material o combinacioacuten de materiales entre la fuente y el trabajador cuyo espesor dependeraacute del tipo de radiacioacuten energiacutea y actividad de la fuente
El blindaje es el tercer factor de importancia para la reduccioacuten de la exposicioacuten a un campo de radiacioacuten los otros factores distancia y tiempo asiacute como el blindaje se aplican en forma individual o en combinacioacuten para minimizar la exposicioacuten externa
121 Blindaje para alfas
Como se mencionoacute en una seccioacuten previa las partiacuteculas alfa tienen un gran poder de ionizacioacuten debido a su gran masa y doble carga negativa por eso las alfas maacutes energeacuteticas en 11 cm de aire pierden toda su energiacutea y capturan dos electrones libres para convertirse en aacutetomos de Helio Sin embargo hay dos relaciones para determinar el alcance (R) de las alfas que son
Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)Raire = 124 Eα ndash 262[cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
Una vez obtenido el alcance en aire (Raire) para la energiacutea correspondiente se calcula el alcance en el medio (en cm) mediante la siguiente relacioacuten
R = (056Asup1sup3middotRaire)
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Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
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Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 45
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Donde A es el nuacutemero de masa atoacutemica y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 13
Calcular el alcance en aire y aluminio de las partiacuteculas alfa del Polonio-210Datos Eα = 53 MeV AAl = 27 ρAl = 2700 mgcm3
El alcance en aire viene dado por la ecuacioacuten (19) para esta energiacutea sustituyendo valoresRaire = 124 (53) ndash 262 = 3952 cm
Por lo que su alcance maacutesico en el medio seraacuteRm = 056Asup1sup3middotRaire = 05627sup1sup3middot3952 = 664 mgcm2
El cual dividieacutendolo por su densidad nos da el alcance en este material
El cual es el grosor (blindaje) que se necesita para detener las alfas de 53 MeV en aluminio
122 Blindaje para betas
Las partiacuteculas beta debido a su menor masa y carga que las alfas tienen menor ionizacioacuten especiacutefica por lo que su alcance es mayor a eacutestas de tal manera que su alcance en cualquier medio viene dado por las siguientes relaciones
Para 001 MeV Eβ 25 MeV (20)
Para Eβ gt 25 MeV (21)
Donde E es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta en MeV y es la densidad del material en mgcm3 ya que las unidades del resultado de los factores dentro del pareacutentesis son mgcm2
Ejemplo 14
Calcular el alcance en lucita de las partiacuteculas beta del Estroncio-90Datos Eβ = 0546 MeV ρlucita = 1180 mgcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 45
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
El Estroncio-90 tiene el siguiente decaimiento
90Sr mdashmdashmdashmdashmdash 90Y mdashmdashmdashmdashmdash 90Zrest
Esto es decae a Ytrio-90 el cual tambieacuten es un elemento radiactivo que a su vez decae a Zirconio-90 con el cual se estabiliza pero la energiacutea de la beta con la que decae el Ytrio a Zirconio es de 227 MeV por lo que al calcular el alcance con la energiacutea de la beta del 90Y se estaraacute cubriendo la del 90Sr que es menor (0546 MeV) por lo tanto sustituyendo valores en la ecuacioacuten (20) se obtiene
Que es el alcance de la beta del Ytrio-90 en lucita
123 Bremsstrahlung
Es la radiacioacuten electromagneacutetica secundaria que se genera por la desaceleracioacuten de partiacuteculas cargadas al atravesar un medio tambieacuten conocida como radiacioacuten de frenado El Bremsstrahlung es un fenoacutemeno que debemos tener en cuenta con fines de proteccioacuten radioloacutegica para no subestimar el alcance y consecuentemente el dantildeo de partiacuteculas β ya que eacutestas al frenarse se convierten en Rayos X y su fraccioacuten de actividad viene dada por
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ (22)
Donde Z es el nuacutemero atoacutemico de la sustancia frenadora o blanco y Eβ es la energiacutea maacutexima de la partiacutecula β en MeV
Esta fraccioacuten FB debe multiplicarse por la actividad de la fuente para saber cual es la actividad debida al Bremsstrahlung que debe considerarse En la mayoriacutea de los casos se hace la suposicioacuten de que los Rayos X emitidos tienen en promedio un tercio de la energiacutea maacutexima de la partiacutecula beta esto daraacute como resultado un factor conservador al hacer caacutelculos de disentildeos de blindajes pudieacutendose tambieacuten consultar tablas donde vengan datos precisos sobre energiacutea beta promedio de radionuacuteclidos
En la ecuacioacuten (22) se nota que FB aumenta o disminuye en forma proporcional a Z ya que Eβ es un factor independiente propio del radioisoacutetopo el cual no se puede modificar o controlar por esa razoacuten es que se necesitan elementos o compuestos con Z pequentildea para disminuir la fraccioacuten de actividad convertida a Rayos X Por lo tanto elementos con Z baja como aluminio plaacutestico lucita e inclusive vidrio son blindajes efectivos para las betas ya que por una parte se frenan en espesores delgados de estos materiales y por la otra generan pocos Rayos X
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
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No γ
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
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con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 59
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 60
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 63
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
La ecuacioacuten (22) presenta el problema de cuaacutel es el nuacutemero atoacutemico del elemento representativo de un compuesto por lo que el nuacutemero atoacutemico efectivo viene dado por la siguiente relacioacuten
Donde N es el nuacutemero de aacutetomos por centiacutemetro cuacutebico del elemento con nuacutemero atoacutemico Z
Z es el nuacutemero atoacutemico de cada uno de los elementos del compuesto
Para lucita (C5H8O2) se tendraacute el siguiente nuacutemero atoacutemico efectivo
Ejemplo 15
Una fuente de Foacutesforo-32 ndashemisor β puro- tiene una actividad de 37 TBq (100 Ci) Si se desprecia el auto blindaje que proporciona el propio contenedor calcular la rapidez de exposicioacuten a un metro si estaacute totalmente contenida en un blindaje de
a) plomo yb) lucita
DatosEl Foacutesforo-32 tiene el siguiente decaimiento
32P 32S Eβ = 171 MeV
a)- A = 37middot1012 Bq = 37middot106 MBq
Z = 82 (No atoacutemico del plomo)
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (82)middot(171) = 0047
Que es la fraccioacuten de betas convertidas en Rayos X caracteriacutesticos Por lo que la actividad por radiacioacuten de frenado seraacute
AmiddotFB = 37middot106 MBqmiddot0047 = 01739middot106 MBq
La energiacutea de los Rayos X seraacute
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 35
No γ
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 36
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 50
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 51
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 52
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 57
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 63
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Eβ3 = 171 MeV3 = 057 MeV
Para esta energiacutea la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma utilizando las ecuaciones (8) y (9) despueacutes de realizar operaciones seraacute
Ya finalmente con estos datos la rapidez de exposicioacuten resultaraacute
b) Para resolver el problema planteado pero ahora con lucita lo uacutenico que cambia con respecto al inciso anterior es la fraccioacuten de actividad convertida en Bremsstrahlung (FB) lo que resulta con Z = 585 (No atoacutemico de la lucita) lo siguiente
Sustituyendo estos datos en la ecuacioacuten (22) tendremos
FB = 333middot10-4 ZmiddotEβ = 333middot10-4 (585)middot(171) = 333middot10-3
Por lo que la rapidez de exposicioacuten utilizando lucita seraacute
Con esto se nota como influye la eleccioacuten de un material de blindaje en el caso de radiacioacuten beta
124 Conceptos Baacutesicos del Blindaje Gamma
Supoacutengase un haz de fotones monoenergeacutetico y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura en eacutesta I0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje mientras que I lo es
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 36
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 45
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 46
r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 52
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
con blindaje en el cual de acuerdo a la energiacutea del fotoacuten incidente se efectuacutean los procesos de interaccioacuten de la radiacioacuten con la materia como son el efecto fotoeleacutectrico el Compton y la produccioacuten de pares
Si soacutelo se considera una parte infinitesimal de ese material de espesor dx y del haz una porcioacuten muy pequentildea dI como se muestra enseguida se tiene lo siguiente
El signo negativo indica que se tiene una disminucioacuten en la intensidad del haz inicial Para eliminar el siacutembolo de proporcionalidad () la ecuacioacuten debe multiplicarse por una constante que para este caso es μ conocida como coeficiente de atenuacioacuten lineal y asiacute la ecuacioacuten anterior se transforma en
integrando
exponenciando se obtiene
(23)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 37
I0 I
x
I dI
dx
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 38
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 39
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
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1241 Caacutelculo de espesores
En los casos en que se trabaja con fuentes radiactivas y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposicioacuten lo suficiente para que el riesgo radioloacutegico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable queda uacutenicamente recurrir a la colocacioacuten de blindajes adecuados en calidad y cantidad considerando el tipo de radiaciones que se estaacuten manejando
La absorcioacuten de los fotones gamma cae dentro de un patroacuten exponencial Teoacutericamente esto significa que los fotones gamma nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor Sin embargo se puede elegir un blindaje que reduciraacute la intensidad de la radiacioacuten a niveles ldquono detectables o no peligrososrdquo
Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el caacutelculo de blindaje con fuentes isotroacutepicas puntuales que son
Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
(24)
(25)
(26)
La ecuacioacuten (24) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado) En eacutesta se supone que todos los fotones que se desviacutean (dispersan) del haz nunca llegan al detector Si se usara esta ecuacioacuten se subestimariacutea el espesor de blindaje requerido
La ecuacioacuten (25) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los caacutelculos de los blindajes El coeficiente de atenuacioacuten lineal de energiacutea μen supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de intereacutes (al detector) lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiacioacuten dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiacioacuten a niveles prescritos
La ecuacioacuten (26) se usa cuando el costo peso o espacio son factores que se deben considerar Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiacioacuten que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto se obtiene un valor maacutes aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita
La siguiente figura muestra el significado aproximado de cada ecuacioacuten
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
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1242 Capas Hemirreductoras (CHR) y Capas Decirreductoras (CDR)
a) Obtencioacuten mediante meacutetodo matemaacutetico
Una capa hemirreductora (xfrac12) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiacioacuten (rapidez de exposicioacuten) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energiacutea en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la deacutecima parte Aplicando esta definicioacuten en la ecuacioacuten (24) se obtiene lo siguiente
Cuando
sustituyendo estas condiciones en (24) resulta
aplicando logaritmos naturales
y finalmente
(27)
Con esta uacuteltima ecuacioacuten se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotoacuten de una determinada energiacutea El valor de μ se obtiene al multiplicar el coeficiente maacutesico de atenuacioacuten (μρ) descrito en la Tabla III para la energiacutea dada por la densidad del material (ρ) de blindaje que se esteacute utilizando Ya que el μρ de la Tabla tiene unidades de cmsup2g la densidad (ρ) debe tener como unidades gcm3 al momento de efectuar la multiplicacioacuten
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser
(28)
b) Obtencioacuten mediante meacutetodo graacutefico
Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de graacuteficas sin embargo con eacutestas se tiene un error visual de apreciacioacuten su ventaja es que el resultado es raacutepido y bastante aproximado La Graacutefica I ldquoValor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)rdquo correlaciona dichas capas con la energiacutea del fotoacuten (Rayos ldquoXrdquo o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comuacutenmente como blindajes tales como 1) Agua (Zef = 83 = 10 gcm3) 2) Tabique ligero ( = 12 gcm3) 3) Concreto normal ( = 22 gcm3) 4) Concreto pesado ( = 32 gcm3) 5) Fierro (Z = 26 = 78 gcm3) 6) Plomo (Z = 82 = 1135 gcm3) 7) Tungsteno (Z = 74 = 191 gcm3) y 8) Uranio (Z = 92 = 190 gcm3)
Cuando un radioisoacutetopo emite fotones de dos o maacutes energiacuteas si el factor de seguridad queda resuelto y el peso y costo del material no son tan importantes se puede evaluar solamente la capa hemirreductora para la mayor energiacutea aunque otro criterio es el de ocupar el fotoacuten de cuya energiacutea se obtenga la mayor constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma () Esto es vaacutelido para los meacutetodos matemaacutetico y graacutefico
Las desventajas que presenta este meacutetodo como todos los graacuteficos son las siguientes
i) Frecuentemente se cometen errores de apreciacioacuten visual ya que la escala en la que se presentan es logariacutetmica y sin subdivisiones en cada rango de valores
ii) Respecto de las demaacutes graacuteficas soacutelo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos
iii) En lo que respecta a los radioisoacutetopos soacutelo son de cuatro a siete los que se encuentran en las graacuteficas mencionadas lo que limita mucho su uso
Ejemplo 16
Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo para Cobalto-60
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 57
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 60
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 61
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 63
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Datos para Co-60 E1 = 11732 MeV E2 = 13325 MeVPara plomo la densidad ρ = 1135 gcm3 (Tabla V)
De estas dos energiacuteas la que da una mayor es E2 (ver Ejemplo 5) por lo que utilizaremos esta energiacutea para calcular la capa hemirreductora
De la Tabla III ldquoCoeficientes de Atenuacioacuten Maacutesicosrdquo se obtiene mediante una interpolacioacuten para el plomo y la energiacutea en cuestioacuten lo siguiente
E (MeV) (μρ)PbPor lo tanto el coeficiente de atenuacioacuten lineal seraacute
μ = (μρ)middotρ = 005663 cm2g middot 1135 gcm3
= 0643 cm1
1000 00680
13325 005663
1500 00509
Sustituyendo este valor en las ecuaciones (27) y (28) se obtiene la capa hemirreductora (x12) y decirreductora (x110) de plomo para 60Co de la siguiente manera
c) Caacutelculo del nuacutemero de capas hemirreductoras
Despejando a μ de la ecuacioacuten (27) y sustituyeacutendola en la (24) tenemos
dividiendo entre I0 y utilizando logaritmos naturales resulta
pero el espesor de un material x entre el valor de su capa hemirreductora xfrac12 es una relacioacuten que indica el nuacutemero de veces de uno en otro (n) es decir
sustituyendo eacutesta en la ecuacioacuten anterior
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
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Eliminando logaritmos y reacomodando
(29)
donde n es el nuacutemero de capas hemirreductoras de material para una determinada energiacutea o radioisoacutetopo Al cociente II0 se le conoce como coeficiente de transmisioacuten (T) por lo que
Ejemplo 17
La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de dosis ( ) no debe ser mayor de 25 μSvh (25 mremh) en el lugar donde va a desarrollar su trabajo Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSvh (1 remh) en ese lugar Calcular a) el nuacutemero de capas hemirreductoras que se requieren y b) Si la fuente es de 60Co y se tiene plomo para tal fin de que espesor debe ser eacuteste
a)- Utilizando la ecuacioacuten (29) tenemos
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene
Por lo que se requieren 864 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSvh
b)- La capa hemirreductora en plomo para 60Co es x12 = 108 cm (dato del ejemplo 9)
Por lo tanto el espesor (x) de plomo que se requiere para reducir esa rapidez de dosis es
x = nmiddotx12 = 864 x 108 cm = 933 cm de plomo
Verificar los resultados obtenidos en este ejemplo utilizando a)- la Graacutefica I para obtener la capa hemirreductora para una energiacutea de 13325 MeV y la curva del plomo (Pb) y b)- el espesor de plomo utilizando la Graacutefica II para la curva del 60Co y un coeficiente de transmisioacuten T = 00025Ejemplo 18
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Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Calcular el espesor de plomo necesario mediante la ecuacioacuten del Factor de Incremento (B) para que una fuente radiactiva de 60Co que tiene una actividad de 740 GBq (20 Ci) tenga una rapidez de dosis de 25 μSvh (25 mremh) a una distancia de 4 metros
Datos60Co mdashmdashmdashmdashmdash 60Niest
E n11732 100
13325 100
La constante especiacutefica de dosis por radiacioacuten gamma de acuerdo a lo resuelto en el Ejemplo 5 es
A = 740middot109 Bq = 740middot103 MBqr = 4 mI = 25 μSvhρPb = 1135 gcm3
Para obtener un espesor de blindaje cercano al solicitado se calcula el valor de la rapidez de dosis sin blindaje a los 4 metros para que mediante el valor obtenido y el coeficiente de transmisioacuten (T) correspondiente de la Graacutefica II se encuentre tal aproximacioacuten
Ahora bien con este valor y el de la rapidez de dosis con blindaje (I) se obtiene el valor de T de la siguiente manera
Al buscar el espesor de plomo para este valor en la Graacutefica II y la curva del 60Co se obtiene x 12 cm de plomo
Ahora se obtiene la rapidez de dosis por cada ya que el factor de incremento es uno por cada energiacutea resultando
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
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Para obtener el factor de incremento (B) primero se determina el Coeficiente de Atenuacioacuten Maacutesico () interpolando en la Tabla III el valor de cada energiacutea Despueacutes este valor se multiplica por la densidad del plomo () para obtener el coeficiente de atenuacioacuten lineal () tal como se muestra enseguida
Tabla III (Pb)
MeV (μρ)
1000 00680
11732
006207
13325
00566
1500 00509
Con estos coeficientes se obtienen las trayectorias libres medias (tlm) multiplicando su valor por el espesor del blindaje propuesto (12 cm) quedando
tlm1 = 1x = 07045 cm-112 cm = 8454tlm2 = 2x = 06427 cm-112 cm = 77124
Interpolando estos valores y las energiacuteas con sus correspondientes en la Tabla V se obtienen los factores de incremento (B) para cada energiacutea
Pb
(tlm)
Energiacutea (MeV)
2 13325 11732 1
70 374 289
77124 4046 33745 304
80 417 310
8454 4374 33975 3193
100 507 351
Por lo tanto B1 = 33975 y B2 = 33745 sustituyendo estos resultados asiacute como los de las trayectorias libres medias y las de rapidez de dosis sin blindaje por cada energiacutea en la foacutermula general de rapidez de dosis con blindaje resulta
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Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
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r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 48
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 50
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 56
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 57
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 58
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 59
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 60
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 61
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 63
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Con este resultado se concluye el problema ya que el valor obtenido para la rapidez de dosis es un poco menor que el solicitado por lo que se encuentra del lado seguro con 12 cm de plomo y una rapidez de dosis menor que 25 Svh
125 Interaccioacuten de neutrones con la materia
Para fines de este tema los neutrones que interactuacutean con el cuerpo humano generando con ello una dosis tienen su origen en los rayos coacutesmicos que atraviesan la atmoacutesfera las reacciones nucleares de los aacutetomos en aceleradores de partiacuteculas las reacciones de fisioacuten en los reactores nucleares y principalmente por el uso de fuentes de neutrones De estas uacuteltimas las fuentes maacutes comunes utilizan la reaccioacuten alfa-neutroacuten (n) y gamma-neutroacuten (n) y la fisioacuten espontaacutenea en las primeras dos se utiliza una fuente radiactiva cuya emisioacuten colisiona con un aacutetomo estable desprendiendo un neutroacuten de su nuacutecleo en tanto que en la tercera un nuacutecleo pesado inestable se fragmenta por si solo en dos (a veces tres) partes emitiendo neutrones Los neutrones cuando se generan nacen con una gran energiacutea la cual van perdiendo al interactuar con el medio y de acuerdo al rango de eacutesta es como se les clasifica existiendo al menos nueve grupos sin embargo para nuestros propoacutesitos soacutelo los clasificaremos en teacutermicos los que estaacuten en equilibrio teacutermico con el medio (nt) y raacutepidos los que tienen energiacuteas mayores a 05 MeV (nr)
La interaccioacuten de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la que tienen las partiacuteculas cargadas y los rayos gamma ya que estos no realizan una ionizacioacuten directa Las interacciones entre neutrones y la materia se divide en dos grandes grupos que son la dispersioacuten (choque y desviacioacuten de trayectoria) y la absorcioacuten (captura) La dispersioacuten es el resultado de intercambio de energiacutea entre las partiacuteculas que colisionan permaneciendo libre el neutroacuten luego del proceso en tanto que en la absorcioacuten el neutroacuten es retenido en el nuacutecleo formaacutendose una nueva partiacutecula (isoacutetopo) Desde el punto de vista de proteccioacuten radioloacutegica es maacutes importante la absorcioacuten ya que en la mayoriacutea de estas se pueden generar las siguientes reacciones 1) Emisioacuten gamma yo beta 2) Emisioacuten alfa 3) Emisioacuten de protoacuten y 4) Fisioacuten
Con base en lo anteriormente descrito y para entender maacutes su comportamiento supongamos que tenemos una fuente de neutrones que tiene una determinada emisividad (S) en neutrones por segundo (ns) y deseamos obtener el flujo de neutrones sin blindar (0) que llega a una distancia (r) de la misma fuente La siguiente figura representa lo planteado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 45
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 46
r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 47
3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 55
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 60
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 63
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
(30)
Si ahora interpusieacuteramos entre la fuente y nuestro punto de intereacutes un bloque de un material moderador que termalice (disminuya la energiacutea) los neutrones raacutepidos se tendraacute que 0 = t + r Donde t es el flujo de neutrones que fueron termalizados y llegan a nuestro punto de intereacutes entre tanto r es el flujo de neutrones raacutepidos que atravesaron el material sin ser termalizados es decir hay un determinado porcentaje de neutrones raacutepidos que conservan su energiacutea esto es
r = 0 T Pero la termalizacioacuten de los neutrones raacutepidos depende del material utilizado
y del espesor de eacuteste por lo que la de atenuacioacuten de un haz de neutrones en la materia es un proceso exponencial y la ecuacioacuten que describe el proceso es
(31)
donde r es el flujo de neutrones raacutepidos que atraviesan un espesor x de una substancia que tiene una determinada aacuterea por unidad de tiempo e 0 es este mismo paraacutemetro cuando x = 0 y es la capacidad del material para termalizar neutrones raacutepidos conocida eacutesta como seccioacuten eficaz macroscoacutepica La siguiente figura representa lo descrito
De la figura se desprende que
pero r = 0 T (32)
Se ha determinado una rapidez de dosis para evaluar el dantildeo que ocasiona tanto un flujo de neutrones raacutepidos asiacute como de lentos en el cuerpo humano llegaacutendose a lo siguiente
Si y si (33)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 46
r
1 cm2Fuente de neutronesn
r
1 cm2Fuente de neutronesn Moderador
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 47
3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 51
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 54
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
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Ejemplo 19
a) Calcular la rapidez de dosis que da a una distancia de un metro una fuente de neutrones de Po-Be que estaacute expuesta al aire y tiene una actividad de 185 GBq (5 Ci)
b) Queacute rapidez de dosis daraacute a esa misma distancia si se almacena en un contenedor (blindaje) de parafina que tiene 15 cm de espesor y la fuente tiene un diaacutemetro de 3 cm
c) Queacute rapidez de dosis habraacute al contacto del blindaje y
d) Cuaacutel seraacute el espesor de parafina necesario si requerimos que al contacto del mismo haya una rapidez de dosis de 50 Svh
Datos A = 185109 Bq (Tabla VI)
r = 1 m = 100 cm
Con estos datos ya podemos solucionar el inciso a) sustituyendo los mismos en la ecuacioacuten (30) resultando
Dado que no se moderaron los neutrones emitidos por la fuente todos son raacutepidos por lo que sustituyendo este resultado en la ecuacioacuten (33) obtenemos
Para el inciso b) de acuerdo al planteamiento se tiene el siguiente arreglo
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3 cm
15 cm
165 cm
100 cm
Fuente de neutrones
Parafina
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Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 53
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 54
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Con ayuda de la Graacutefica V ldquoAtenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Aguardquo para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) ahora bien utilizando el resultado del flujo (0) del inciso anterior y sustituyendo en la ecuacioacuten (30) se obtiene
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
La ecuacioacuten (32) nos indica cual es el flujo de neutrones teacutermicos mediante esto significa que consideraremos para fines de caacutelculo que ninguacuten
neutroacuten es capturado por lo tanto
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
Y la rapidez de dosis total debida tanto a neutrones raacutepidos como teacutermicos seraacute
Para solucionar el inciso c) sabemos que la distancia del centro de la fuente al contacto del blindaje en su parte externa es r = 165 cm siendo el flujo de neutrones sin blindar
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 48
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 50
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Como ya sabemos para un espesor de 15 cm de parafina se obtiene un porcentaje de flujo de 0022 (22) por lo que el flujo de neutrones raacutepidos a 165 cm seraacute
La rapidez de dosis debida a neutrones raacutepidos al contacto del blindaje de acuerdo a la ecuacioacuten (33) seraacute
El flujo de neutrones teacutermicos seraacute
Por lo que la rapidez de dosis debida a neutrones teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Y la rapidez de dosis total debida a neutrones raacutepidos y teacutermicos al contacto del blindaje seraacute
Para el inciso d) el flujo de neutrones raacutepidos maacutes el de lentos al contacto del blindaje de parafina no debe exceder los 50 Svh por lo que por la ecuacioacuten (32) tenemos
utilizando las ecuaciones que relacionan la dosis con el flujo de neutrones (33) tendremos
pero r = 0 T y (a)Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 49
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por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 50
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 57
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
por la ecuacioacuten (30) y (31) sabemos que
y (b)
sustituyendo las ecuaciones de (b) en (a) e introduciendo sus respectivos valores y despueacutes de las reducciones correspondientes resulta
agrupando teacuterminos semejantes y sustituyendo r por r = x + 15
pasando el denominador del primer teacutermino de la ecuacioacuten al numerador del segundo teacutermino obtenemos
realizando operaciones y eliminando teacuterminos semejantes obtenemos
(c)
ahora bien la seccioacuten transversal macroscoacutepica () para la parafina (C22H46) es igual a = N donde H = 164 b (164 10-24 cm2) y C = 46 b (46 10-24 cm2) para una energiacutea promedio de 42 MeV y por la Ley de Avogadro el nuacutemero de aacutetomos en la parafina estaacute dado por
N = NAM
donde es la densidad de la parafina (081g cm3)
NA es el nuacutemero de Avogadro (60231023 moleacuteculas en el peso de un gramo molecular de cualquier substancia)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
M es la masa de la moleacutecula por lo tanto
MH = 100797 46 = 463666 MC = 1201115 22 = 2642453
MT = MH + MC = 3106
por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
C = CNC = 46 10-24 cm23451022 atcm3 = 016 cm-1
T = H + C = 119 + 016 = 135 cm-1
Sustituyendo este valor en la ecuacioacuten (c) se obtiene
Si realizamos con esta uacuteltima ecuacioacuten una iteracioacuten para saber con que valor de x la ecuacioacuten se iguala a cero tendremos
x (cm)
25 3545
26 -1855
255 87
256 329
2565 0577
257 -214
Al cambiar el signo del resultado de la ecuacioacuten con 257 cm de parafina se concluye que con este espesor se estaraacute del lado seguro para tener una rapidez de dosis menor o igual a 50 Svh al contacto del blindaje de parafina
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Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 63
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla I
Factores de conversioacuten de Flujo de Rayos Gamma a Rapidez de Dosis
Valores de los coeficientes A B C y F por cada grupo de energiacutea para la ecuacioacuten de rapidez de dosis por densidad de flujo unitario en coeficientes polinomiales
(a)
Donde la energiacutea E estaacute en MeV
E (MeV) A B C F001 a 003 -20477 -17454003 a 05 -13626 -057117 -10954 -02489705 a 50 -13133 072008 -0033603
50 a 150 -12791 028309 010873
Con estos valores la Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) queda de la siguiente manera
donde R = 100 cmn = nuacutemero de rayos gamma emitidos por el radionuacuteclidoSi = probabilidad de emisioacuten gamma por desintegracioacutenEi = energiacutea de cada rayo gamma (MeV)
D(Ei) = rapidez de dosis por densidad de flujo unitario ecuacioacuten (a)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 63
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla II
Constante Especiacutefica de Dosis por Radiacioacuten Gamma (Γ) para Nuacuteclidos Selectos Importantes en Proteccioacuten Radioloacutegica
RADIOISOTOPO Γ RADIOISOTOPO Γ
Antimonio-122 8223middot10-5 Kriptoacuten-85 4232middot10-7
Antimonio-124 2883middot10-4 Manganeso-52 5430middot10-4
Arseacutenico-72 3148middot10-4 Mercurio-203 6841middot10-5
Arseacutenico-74 1472middot10-4 Molibdeno-99 3052middot10-5
Bario-131 1244middot10-4 Nickel-65 8038middot10-5
Bario-140 4446middot10-5 Oro-198 7882middot10-5
Berilio-7 9292middot10-6 Oro-199 1866middot10-5
Bromo-82 4377middot10-4 Osmio-191 1837middot10-5
Cadmio-115m 3433middot10-6 Potacio-42 3869middot10-5
Calcio-47 1581middot10-4 Potacio-43 1811middot10-4
Cesio-134 2701middot10-4 Radio-226 3274middot10-6
Cesio-137 1032middot10-4 Rubidio-86 1458middot10-5
Cobalto-57 4087middot10-5 Samario-153 2440middot10-5
Cobalto-60 3703middot10-4 Sodio-22 3620middot10-4
Cobre-64 3566middot10-5 Sodio-24 5237middot10-4
Cromo-51 6320middot10-6 Tecnecio-99m 3317middot10-5
Estroncio-85 2052middot10-4 Tungsteno-187 8886middot10-5
Fierro-59 1789middot10-4 Uranio-234 2097middot10-5
Iodo-125 7432middot10-5 Xenoacuten-133 2783middot10-5
Iodo-130 3791middot10-4 Ytrio-88 4819middot10-4
Iodo-131 7647middot10-5 Zinc-65 8924middot10-5
Iridio-192 1599middot10-4 Zirconio-95 1258middot10-4
Las unidades son
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 53
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 54
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 55
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 56
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 57
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 58
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 59
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 60
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 61
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 63
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla III
Coeficientes de Atenuacioacuten Maacutesico μρ (cm2g) de materiales usados comuacutenmente como blindajes en proteccioacuten radioloacutegica
E (MeV) Pb Fe Al Concreto
H2O Lucita
0050 739 183 0321 0353 0208 0192
0060 453 111 0244 0266 0192 0181
0080 211 0539 0182 0195 0175 0169
0100 534 0334 0157 0167 0165 0160
0150 191 0179 0132 0138 0148 0144
0200 0936 0136 0119 0124 0136 0132
0300 0373 0105 0103 0107 0118 0115
0400 0215 00913 00919 00955 0106 0103
0500 0150 00824 00839 00872 00966 00939
0600 0117 00758 00776 00806 00894 00869
0800 00841 00663 00682 00708 00786 00763
1000 00680 00595 00613 00637 00707 00687
1500 00509 00486 00500 00519 00575 00559
2000 00453 00425 00432 00448 00494 00480
3000 00420 00362 00354 00365 00397 00384
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 54
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 56
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 57
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 58
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 59
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 60
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 61
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 63
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla IV
Valores de Vida Mediaa (Tfrac12) y Actividad Especiacuteficab de Radionuacuteclidos Seleccionados
NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
(A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
3 H-3 1235 a 357E+02 133 Te-133 1245 m 420E+0611 C-11 2038 m 310E+07 135 I-135 661 h 130E+0514 C-14 57300 a 165E-01 133 Ba-133 105 a 948E+007 Be-7 5344 d 129E+04 134 Ca-134 2062 a 479E+0113 N-13 997 m 537E+07 136 Cs-136 131 d 271E+0316 N-16 72 s 362E+09 137 Cs-137 300 a 322E+0018 F-18 10974 m 352E+06 137 Ba-137m 2552 m 199E+0722 Na-22 2602 a 231E+02 140 Ba-140 1274 d 271E+0324 Na-24 150 h 322E+05 140 La-140 40272 h 206E+0432 P-32 1429 d 106E+04 141 Ce-141 32501 d 105E+0335 S-35 8744 d 158E+03 143 Ce-143 330 h 246E+0436 Cl-36 301 x 105 a 122E+03 143 Pr-143 13-56 d 249E+0341 Ar-41 1827 h 155E+06 144 Ce-144 2843 d 118E+0242 K-42 12360 h 223E+03 144 Pr-144 1728 m 280E+0645 Ca-45 1630 d 658E+02 147 Pm-147 2623 a 343E+0146 Sc-46 8383 d 125E+03 181 W-181 1212 d 220E+0251 Cr-51 27704 d 342E+03 182 Ta-182 1150 d 231E+0254 Mn-54 3125 d 286E+02 185 W-185 751 d 348E+0256 Mn-56 2579 h 803E+05 192 Ir-192 7402 d 340E+0255 Fe-55 27 a 891E+01 198 Au-198 2696 d 905E+0359 Fe-59 44529 d 184E+03 199 Au-199 3139 d 773E+0357 Co-57 2709 d 313E+02 203 Hg-203 466 d 511E+0259 Ni-59 75 x 104 a 299E~03 204 Tl-204 3779 a 172E+0160 Co-60 5271 a 418E+01 207 Tl-207 477 m 704E+06oacute3 Ni-63 960 a 219E+00 210 Pb-210 223 a 283E+0065 Ni-65 252 h 708E+05 210 Bi-210 5012 d 459E+0364 Cu-64 12701 h 143E+05 210 Po-210 13838 d 166E+0265 Zn-65 2439 d 305E+02 212 Po-212 0305 μs 645E+1572 Ga-72 141 h 114E+05 224 Ra-224 366 d 589E+0376 As-76 2632 h 579E+04 226 Ra-226 16000 a 366E-0282 Br-82 353 h 400E+04 228 Ra-228 575 a 101E+0186 Rb-86 1866 d 301E+03 228 Ac-228 613 h 829E+0489 Sr-89 505 d 107E+03 228 Th-228 1913 a 303E+0190 Sr-90 2912 a 505E+00 227 Th-227 18718 d 114E+0390 Y-90 640 h 201E+04 229 Th-229 73400 a 787E-0392 Sr-92 271 h 465E+05 230 Th-230 77 x 104 a 747E-0492 Y-92 354 h 356E+05 231 Th-231 2552 h 197E+0495 Zr-95 6398 d 795E+02 232 Th-232141 x 1010 a 405E~0995 Nb-95 3515 d 145E+03 234 Th-234 241 d 856E+0299 Mo-99 660 h 177E+04 232 U-232 720 a 792E-0199 Tc-99m 602 h 194E+05 233 U-233 159 x 105 a 357E-04103 Ru-103 3928 d 119E+03 234 U-234 245 x l05 a 231E-04106 Ru-106 3682 d 124E+02 235 U-235 704 x 108 a 800E-08110 Ag-110m 2499 d 176E+02 236 U-236 234 x 107 a 240E-06110 Ag-110 246 s 154E+08 237 U-237 675 d 302E+03123 I-123 132 h 714E+04 238 U-238 447 x 109 a 124E-08125 I-125 6014 d 642E+02 238 Pu-138 8774 a 634E-01129 I-129 157 x 107 a 653E-06 239 Np-239 2355 d 858E+03131 I-131 804 d 459E+03 239 Pu-239 240650 a 230E-03132 Te-132 782 h 112E+04 240 Pu-240 65370 a 843E-03132 I-132 23 h 382E+05 241 Pu-241 144 a 381E+00133 I-133 208 h 419E+04 241 Am-241 4322 a 127E-01133 Xe-133 5245 d 692E+03 252 Cf-252 2638 a 199E+01
a En la Vida Media el tiempo tiene las siguientes unidades a = antildeos d = diacuteas h = horas m = minutos s = segundos
b Para obtener la Actividad Especiacutefica en Cig se multiplica el valor dado por 2703c 1 TBq = 1012 Bq
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla V
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Plomo Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 121 120 114 15110 140 138 124 20420 176 168 139 33930 214 195 152 56040 252 219 162 95950 291 243 171 170060 332 266 180 306070 374 289 188 549080 417 310 195 9470
100 507 351 210 29400
Fierro Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 135 141 148 12610 171 185 199 14020 249 285 312 16130 334 400 444 17840 425 530 596 19450 522 674 768 20760 625 831 958 22070 733 1000 1170 23180 845 1180 1400 241
100 1080 1580 1910 261
Aluminio Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 19110 178 199 228 28620 266 326 407 48730 362 476 635 70740 464 648 914 94750 572 841 1240 121060 686 1050 1630 149070 805 1290 2070 180080 928 1540 2570 2130
100 1190 2100 3760 2870
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
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Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 60
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 61
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 63
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
Tabla V (continuacioacuten)
Factores de Incremento de Exposicioacuten (B)de materiales usados comuacutenmente como blindajes en PR
Concreto Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 137 145 157 18910 177 198 227 27820 265 324 403 46330 360 472 626 66340 461 642 897 88050 568 833 1220 111060 680 1040 1590 136070 797 1270 2020 163080 918 1520 2500 1920
100 1170 2070 3640 2560
Agua Energiacutea (MeV)(tlm) 2 1 05 01
05 138 147 160 23710 183 208 244 45520 281 362 488 118030 387 550 835 238040 498 768 1280 413050 615 1010 1840 652060 738 1280 2500 967070 865 1580 3270 1370080 997 1900 4150 18700
100 1270 2610 6290 32100
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 57
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 60
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 61
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 63
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Densidad de Materiales Comunes
Material Densidad
Material Densidad
Material Densidad
Agua 10 Barita 35 Fierro 78
Aire 00012929 Cobre 896 Lucita 119
Aluminio 27 Concreto 235 Plomo 1135
Trayectoria libre media Es la distancia promedio que los fotones de una determinada energiacutea viajan antes de interactuar en el medio Es el reciacuteproco del coeficiente de atenuacioacuten lineal Por lo tanto el espesor x multiplicado por el coeficiente de atenuacioacuten lineal proporciona el nuacutemero de trayectorias libres medias (tlm)
gcm3
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COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 59
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 60
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 61
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 63
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VI
Caracteriacutesticas de Selectas Fuentes de NeutronesFuente Reaccioacuten Vida
MediaEnergiacutea Prom (MeV)
Produccioacuten
por Bq (ns)a
por Ci (ns)a
210Po-Be n 1384 d 42 68 10-6 25 106
226Ra-Be n 1620 a 40 351 10-6 13 106
238Pu-Be n 864 a 45 62 10-6 23 106
241Am-Be n 458 a 45 59 10-6 22 106
210Po-B n 1384 d10B 6311B 45
16 10-6 b 06 106 b
124Sb-Be n 60 d 0024 35 10-6 bc 13 106 bc
252Cf Fisioacuten Espont
265 a 235 62 d 23 1012 d
a Mezclas compactadasb Relativamente monoenergeacuteticosc La produccioacuten puede ser incrementada hasta cuatro veces si se encapsula en Beriliod Actividad especiacutefica 197 1012 Bqg (532 Cig)
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Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 60
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 61
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 63
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Tabla VII
Espesor Medio de Materiales paraFuentes de Neutrones de Po-Be
Usando Placas Absorbedoras
Tabla VIII
Intensidad y Tamantildeo del Blindaje Esfeacuterico para Fuentes de Po-Be
Material Espesor medio (cm)
Intensidad (nscm2)
Ci ns 356 cm 457 cm
Parafina 66 1
2
3
4
5
6
7
8
10
25 106
50 106
75 106
10 107
125 107
150 107
175 107
20 107
25 107
80
161
242
322
402
483
564
644
108
135
162
189
216
270
Agua 54
12 de Borax en agua
53
Latoacuten 49
Acero (cold roll) 49
Plomo 68
Aluminio 78
En la superficie de una esfera de parafina del diaacutemetro indicado
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 60
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 61
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 62
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 63
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 64
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Graacutefica I
Valor Promedio de Capas Hemirreductoras (CHR) y Decirreductoras (CDR)para fotones de 10 KeV a 100 MeV (Haz amplio)
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica IV
Factores de Transmisioacuten (T) en Fierro para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
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Graacutefica II
Factores de Transmisioacuten (T) en Plomo para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
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- 241Am-Be
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- 59 10-6
- 22 106
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- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
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- 124Sb-Be
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- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
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Graacutefica III
Factores de Transmisioacuten (T) en Concreto para Radionuacuteclidos Selectos
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Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
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Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
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- Barita
- Fierro
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- Aire
- 210Po-Be
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- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
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- 226Ra-Be
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- 351 10-6
- 13 106
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- 238Pu-Be
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- 62 10-6
- 23 106
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- 241Am-Be
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- 59 10-6
- 22 106
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- 210Po-B
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- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
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- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
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Graacutefica IV
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Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
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- 351 10-6
- 13 106
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- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
-
- 210Po-B
-
- 16 10-6 b
- 06 106 b
-
- 124Sb-Be
-
- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
-
- 252Cf
-
- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
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Graacutefica V
Atenuacioacuten de Neutrones Raacutepidos en Contenedores Ciliacutendricos de Parafina y Agua
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 65
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Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 66
- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
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- 226Ra-Be
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- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
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- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
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- 59 10-6
- 22 106
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- 210Po-B
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- 16 10-6 b
- 06 106 b
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- 124Sb-Be
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- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
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- 252Cf
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- 62 d
- 23 1012 d
-
- Usando Placas Absorbedoras
-
- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
-
COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA
Referencias
1)- Shleien Bernard The Health Physics and Radiological Health Handbook Scinta Inc USA 1992
2)- US Department of Health Education and Welfare Radiological Health Handbook Bureau of Radiological Health USA 1970
3)- NCRP-49 Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X ray and gamma rays of Energies up to 10 MeV September 15 1976
4)- Comisioacuten Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias Reglamento General de Seguridad Radioloacutegica 22 de noviembre 1988
5)- Anaya M Ricardo A Padilla C Ismael Caacutelculo de Exposicioacuten en Gammagrafiacutea Industrial Marzo 1983
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- Figura 111 Fuente Moacutevil
- Ejemplo 12
-
- Raire = 056 Eα [cm] Para Eα 4 MeV (18)
- Raire = 124 Eα ndash 262 [cm] Para 4 MeV Eα 8 MeV (19)
- R = (056Asup1sup3middotRaire)
-
- Ejemplo 13
- Ejemplo 14
- Ejemplo 15
-
- Para una energiacutea Para 2 o maacutes energiacuteas
-
- Ejemplo 16
- Ejemplo 17
- Ejemplo 18
-
- Ejemplo 19
-
- por lo que H = HNH = 164 10-24 cm27231022 atcm3 = 119 cm-1
- NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica NoMasa Isoacutetopo Vida Media Act Especiacutefica
- (A) (Tfrac12) (TBqg)c (A) (Tfrac12) (TBqg)c
-
- Agua
-
- Barita
- Fierro
-
- Aire
- 210Po-Be
-
- 1384 d
- 68 10-6
- 25 106
-
- 226Ra-Be
-
- 351 10-6
- 13 106
-
- 238Pu-Be
-
- 62 10-6
- 23 106
-
- 241Am-Be
-
- 59 10-6
- 22 106
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- 210Po-B
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- 16 10-6 b
- 06 106 b
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- 124Sb-Be
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- 35 10-6 bc
- 13 106 bc
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- 252Cf
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- 62 d
- 23 1012 d
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- Usando Placas Absorbedoras
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- Parafina
- Agua
- 12 de Borax en agua
- Latoacuten
- Acero (cold roll)
- Plomo
- Aluminio
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