MASTER DE ENERGIA NUCLEAR - dosimetria

Leccin 10.- DOSIMETRA DE NEUTRONES

V. Alcober

NDICE

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DOSIMETRA DE NEUTRONES. 10.1.- Introduccin. 10.2.- Dosimetra de Activacin. 10.2.1.- Consideraciones prcticas sobre la determinacin experimental de flujo por el procedimiento de activacin. 10.2.2.- Revisin del concepto de flujo de neutrones 10.2.3.- Consideracin de la seccin eficaz de la sonda 10.2.4.- El flujo de neutrones bajo el punto de vista experimental 10.2.5.- Consideracin de la forma y dimensiones de la sonda 10.2.6.- Consideraciones finales

. 10.3.- Dosmetro de Bonner 10.4.- Dosmetro de respuesta plana. Dosmetro de dosis equivalente. 10.5.- Dosimetra fotogrfica de neutrones. 10.5.1.- Materiales sensibles a los neutrones empleados con las pelculas.. 10.5.2.- Dosmetro personal de neutrones 10.6.- Anexo.

10.-DOSIMETRA DE NEUTRONES./ 1

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DOSIMETRA DE NEUTRONES.

10.1.- INTRODUCCIN Se llama dosimetra de neutrones al conjunto de tcnicas experimentales empleadas para determinar los valores de las magnitudes caractersticas de un ambiente neutrnico y dosmetro de neutrones al dispositivo capaz de realizar el objetivo anterior.. Magnitudes especialmente interesantes son la tasa de fluencia bajo el punto de vista fsico y la dosis absorbida o la dosis equivalente bajo el punto de vista radiolgico. Para llevar a cabo una dosimetra de neutrones hay que contar, en primer lugar, con los detectores de neutrones ms adecuados a la funcin que se busca. Al igual que existe una gran variedad de detectores de neutrones, tambin existen muchos procedimientos dosimtricos. Aqu vamos a centrar la atencin en los mas representativos o los mas interesantes en lugar de buscar una recopilacin exhaustiva de todos ellos. Aparte del inters que ofrecen los dosmetros que se van a presentar se pretende tambin con ello exponer ideas que permitan comprender otros procedimientos dosimtricos. Es importante para conseguir este propsito tener presentes tambin las nociones explicadas al hablar de los detectores de neutrones. Un detector de neutrones que fuera capaz de suministrar directamente o a travs de un procedimiento simple el valor de una magnitud relativa a un ambiente neutrnico se convertira en un dosmetro de neutrones. Pero el papel del dosmetro puede conseguirse relacionando las informaciones proporcionadas por varios detectores. O tambin asociando el detector de neutrones con algn otro sistema fsico, con un equipo electrnico de lectura o con un procedimiento para el tratamiento de la informacin. Cuando se estudi la deteccin de los neutrones haba que hacer alusiones constantemente a la deteccin de la radiacin ionizante y no hay que olvidar que muchos detectores de neutrones no son sino variantes de los detectores de radiacin ionizante. Tambin ahora al estudiar la dosimetra de los neutrones aparecer implicada la dosimetra de las radiaciones gamma y X. Sin embargo, en este captulo la atencin se concentra en los dosmetros de neutrones. Como ya se coment en el caso de la deteccin de los neutrones, tambin en el caso de la dosimetra de los neutrones ser preciso tener en cuenta la presencia de la radiacin gamma en un ambiente neutrnico. Hay que tener presente que donde hay neutrones seguramente hay tambin radiacin ionizante, especialmente radiacin gamma. Lo mismo que esta consideracin afectaba al proceso de la deteccin de los neutrones y a los propios detectores, ahora intervendr en la constitucin del proceso dosimtrico y hasta el diseo de los dosmetros de neutrones. Atendiendo a este hecho, en un ambiente neutrnico interesar normalmente realizar una dosimetra simultnea de neutrones y de radiacin gamma. Este ltimo asunto es especialmente importante en el caso de la dosimetra personal. Por su importancia prctica y al igual que se ha hecho con los detectores de neutrones tambin ahora distinguiremos los dosmetros integradores y los que dan medidas instantneas. Los primeros integrarn la lectura a lo largo de un tiempo determinado; por ejemplo, medirn la dosis absorbida acumulada a lo largo de un mes, con independencia de que la tasa de dosis absorbida haya fluctuado de una o de otra forma. Los segundos proporcionaran las tasas de alguna magnitud

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o sea el valor que adquiere la magnitud en la unidad de tiempo; por ejemplo tasas de dosis equivalente. Algunos dosmetros estn preparados para efectuar las dos formas de determinaciones dosimtricas. Entre los dosmetros de magnitudes fsicas de los neutrones presentaremos el mtodo de irradiacin de sondas. Entre los dosmetros de magnitudes radiolgicas distinguiremos los personales y los de rea. Entre los personales estudiaremos los de pelcula y los dosmetros albedo. Entre los de rea veremos el dosmetro de Bonner y su variante porttil conocida popularmente como el cerdito.

10.2.- DOSIMETRA DE ACTIVACIN En el captulo de los detectores de neutrones se ha descrito el fundamento de los detectores de activacin. Aqu se trata de aplicar todo aquello a la dosimetra de neutrones y, concretamente a la determinacin de una tasa de fluencia neutrnica; como ya comentamos entonces la magnitud fsica mas representativa de los neutrones es la tasa de fluencia por ser la que interviene mas directamente en las leyes de interaccin de estas partculas con la materia. Para poder seguir con aprovechamiento la descripcin del mtodo hay que tener muy presente toda la informacin que se proporcion al hablar de estos detectores. Como ya se apunt, este procedimiento pasa por ser el mas preciso de todos y se emplea por ello para la calibracin de otros detectores y dosmetros. Tambin conviene hacer notar que es un procedimiento de laboratorio y no un mtodo comercial de dosimetra. Para facilitar la comprensin del procedimiento ha parecido oportuno poner un ejemplo prctico real y seguirlo paso a paso, efectuando todos los comentarios y aclaraciones necesarios. Un estudio abstracto y riguroso de este mtodo excede con mucho los objetivos de este curso. Este procedimiento permite medir las tasas de fluencia en diferentes mrgenes de energa de los neutrones y esa es, precisamente, una de sus ventajas. Sin embargo predomina siempre, por su mayor inters prctico, la determinacin de la tasa de neutrones trmicos. Uno de los materiales de eleccin para estas determinaciones es el Mn-55. Pasemos revista a sus propiedades fsicas al respecto: 1) relativas al material del detector ( Mn-55 ) - el manganeso es un metal monoisotpico. Todo el manganeso natural es Mn-55. - su seccin eficaz de absorcin en la zona energtica trmica sigue rigurosamente la ley v-1 . - la mencionada seccin eficaz posee un valor significativo suficientemente alto ( 13.3 barnios para 0.0253 eV ) 2) relativas al nucleido inducido por los neutrones ( Mn-56 ) - posee un perodo muy adecuado para la determinacin ( 2.58 horas ) - posee un pico gamma predominante ( 99% ) con una energa de 845 keV, muy cmodo de medir.


Para una mejor facilidad en la comprensin vamos a seguir el proceso paso a paso. Primer paso : Reacciones nucleares de formacin y de desintegracin Hay que pasar revista a los nucleidos que van a intervenir en el proceso nuclear. Este consiste, en esencia, en la irradiacin con neutrones trmicos del nucleido estable Mn-55. Como consecuencia de la reaccin nuclear de absorcin correspondiente se forma el nucleido radiactivo Mn-56. Esta ltima especie se desintegra conduciendo al nucleido estable Fe-56. Repasando ideas ya expuestas diramos que el primer nucleido es el que constituye el material del dosmetro, el segundo es el nucleido radiactivo cuya actividad se determina experimentalmente y el tercero es un nucleido estable que se va almacenando en el dosmetro en pequeas proporciones y que, generalmente, ni se menciona. Colocados ordenadamente tendramos lo siguiente:1 n + 0 56 N Mn -------> Mn ------> 25 25 55 56 26 -

Fe +

+

FORMACION

DESINTEGRACION

donde se han especificado claramente los dos procesos fsicos que tienen lugar o sea primero la formacin del nucleido radiactivo y , a continuacin, su desintegracin. Las flechas horizontales correspondientes vienen acompaadas, la primera de la tasa de formacin ( ) de Mn-56 y la segunda de la tasa de desaparicin ( -N ) del mismo por desintegracin. Segundo paso : Concentraciones de nucleidos Vamos a analizar cuales son los balances de las concentraciones ( ncleos por unidad de volumen ) de las tres especies nucleares en torno a la irradiacin. Para ello consideraremos tres situaciones temporales que corresponden a 1) antes de someter la muestra a la accin de los neutrones, 2) durante la irradiacin con neutrones de la muestra y 3) transcurrido un tiempo largo despus de la irradiacin ( este tiempo depende del perodo de desintegracin de la especie radiactiva; en el caso del Mn-56 bastara con unas 24 horas ). El tiempo t representa el de duracin de la irradiacin. Mn-55 1) Estado inicial 2) Un tiempo t 3) Estado final N0 N0 - N ( t ) - N ( t ) N0 - NF Mn-56 N (t ) Fe-56 N ( t ) NF

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El proceso temporal descrito en la tabla se repite cada vez que se efecta una nueva dosimetra con el dosmetro en cuestin. Como se desprende de la tabla, el contenido en ncleos de Mn-55 va disminuyendo con el uso del dosmetro, a la vez que aumentan los ncleos de Fe-56. En general, sin embargo, se verifica NF rs y, por tanto, predomina el efecto del primer trmino. Para caracterizar un flujo siguiendo el criterio de Westcott se suelen dar el valor de (10.12) y el ndice epitrmico r.

10.2.5. Consideracin de la forma y dimensiones de la sonda Una sonda introducida en un medio donde existe un flujo de neutrones, generalmente un medio moderador, produce una fuerte absorcin de stos y perturba, por consiguiente, la distribucin de neutrones que exista antes de la introduccin. Es preciso conocer bien este hecho para poder relacionar correctamente la actividad inducida en la sonda con el flujo real, es decir sin perturbar. Estas ideas ponen de manifiesto la necesidad, a priori, de que las sondas o lminas


empleadas en la dosimetra por activacin sean de pequea superficie, pequea masa y muy delgadas para disminuir el efecto perturbador en lo posible. Se puede establecer, pues, que las sondas a emplear para la dosimetra de neutrones son de poca superficie y poca masa. En tal caso se va a considerar especialmente el efecto del espesor de la sonda en la obtencin del flujo. Si una sonda se introduce en el seno de un moderador donde existe un flujo de neutrones Fm se produce una perturbacin en forma de depresin que afecta al flujo en el interior y en las proximidades de la sonda (Figura 10.5). En las superficies externas de la sonda el flujo vale Fs. Sin embargo el flujo que contribuye a la activacin de la sonda es F, un valor promediado para todo el espesor de la sonda.espesor d

Lmina absorbente Fm

x1

Moderador Fs F Moderador

F x

Figura 10.5. Perturbacin local de flujo producida por la introduccin de una lmina absorbente de espesor d. Fm es el flujo sin perturbar, Fs es el flujo de la superficies externas de la lmina y F es el valor medio del flujo en la lmina. El ritmo de reaccin que debiera serR = (v) dF m0

pasa a valer

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/10.- DOSIMETRA DE NEUTRONES.R = (v) d F0

Para tomar en consideracin este hecho fsico se introduce un factor de correccinG= R R

Con fines prcticos, el efecto perturbador de la sonda, expresado por G se subdivide en dos efectos: 1) autoapantallamiento de la propia sonda o efecto absorbente de las capas superficiales de la misma que hace decrecer el flujo hacia el interior de la misma y que puede venir reflejado por un factor

G1 =

F Fs

2)

depresin de flujo provocada por la fuerte absorcin local de neutrones que son eliminados de la regin, expresable por otro factor

G2 =

Fs Fm

El efecto global puede aproximarse por G1 G 2 = F F Fs = G Fs Fm Fm

La separacin de G en los dos factores G1 y G2 es conveniente a efectos de clculo. Con este objeto se emplea como variable t = 3a d donde 3 a es la seccin eficaz macroscpica de absorcin de la sonda y d su espesor. Para los materiales usados normalmente en la dosimetra de neutrones G1 (t) se encuentra tabulado.


Hay tres hechos importantes que influyen sobre G1 y son: 1) El tipo de flujo de neutrones a efectos geomtricos. A estos efectos se consideran dos tipos de flujo ideales que son el flujo dirigido donde las velocidades de los neutrones son todas paralelas y el flujo isotrpico donde las velocidades de los neutrones estn distribuidas equitativamente en todas las direcciones del espacio la distinta influencia de los neutrones trmicos y epitrmicos en el autoapantallamiento y la forma de la sonda.

2)

3)

El factor G2 es funcin de t y depende de forma importante de las caractersticas difusoras del medio moderador. La perturbacin del flujo se deja sentir hasta distancias x1 (Figura 10.8) del orden de la longitud de difusin del moderador. Por ello el efecto corrector por el factor G2 es grande en medios hidrogenados y es menos importante en otros moderadores (agua pesada, berilio o grafito). Los efectos perturbadores examinados en este prrafo se suelen englobar con la seccin eficaz de Westcott dando una seccin eficaz de Westcott corregida

= G

Otro hecho a considerar es el de la perturbacin mutua que se ejercen entre s varias sondas prximas las unas a las otras. Si se colocan a distancias inferiores a x1 la perturbacin de una se dejar sentir en la vecina y viceversa. Este efecto perturbador ser tanto ms fuerte cuanto menor sea el factor G2. Tanto G1 como G2 y la perturbacin por proximidad de sondas han sido estudiadas terica y experimentalmente y sus valores se encuentran en la literatura especializada.

10.2.6.- Consideraciones finales Despus de pasar revista a todo aquello que modifica la expresin sencilla para la determinacin del flujo de neutrones a partir de la actividad de una sonda irradiada en el mismo y otros factores temporales y nucleares (10.9), es posible expresar la frmula que da el flujo en la forma rigurosa siguiente

=

A K N 0 G (1 - e t i ) e- t e

donde

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/10.- DOSIMETRA DE NEUTRONES. k N0 es un factor que depende de la eficiencia del equipo empleado en la medida de la actividad y que se ha pasado por alto en las consideraciones efectuadas. es la densidad isotpica (nmero de ncleos por unidad de volmen) del elemento activable de la sonda. es la actividad que presenta la sonda despus de haberse irradiado un tiempo ti y haber sufrido un enfriamiento de duracin te es el factor de perturbacin de la sonda y es la constante de desintegracin del elemento radiactivo formado en la irradiacin.

A G

Si se tiene en cuenta que

a=

A N0

es la actividad especfica o nmero de desintegraciones (por segundo) por cada ncleo activable queda finalmente

=

A K G (1 - e- t i ) e- t e

como frmula prctica para la determinacin del flujo experimental de Westcott.


10.3.- DOSMETRO DE BONNER El dosmetro de Bonner es un dosmetro de rea que mide la tasa de dosis equivalente. Tambin puede utilizarse en versin de integracin para medir la dosis equivalente acumulada. El aspecto del dosmetro de Bonner se recoge en la Figura 10.6. Consta de una esfera maciza de polietileno en cuyo centro aparece un pequeo cristal centelleador que acta de detector de los neutrones. Los fotones luminosos generados en el proceso de la deteccin neutrnica son, a su vez, detectados por un fotomultiplicador conectado pticamente con el cristal mediante una gua de luz. El equipo electrnico de medida se encuentra asociado al fotomultiplicador. El dosmetro de Bonner es fruto del trabajo de un grupo de investigadores que buscaban un sistema para efectuar una espectrometra de neutrones. O, dicho de otra forma, partan de un ambiente neutrnico con neutrones dentro de un amplio margen de energas y pretendan desarrollar un procedimiento cmodo para medir cuntos neutrones haban dentro de cada margen energtico.

Esfera de polietileno Cristal centelleador Gua de luz Fotomultiplicador Pantalla magntica Preamplificador

Figura 10.6.- Dosmetro de Bonner. El fundamento fsico del procedimiento es muy sencillo y ha sido expuesto al hablar de la deteccin de los neutrones. Vamos a resumir lo que interesa para este caso. La mayora de los detectores son sensibles a los neutrones trmicos pero esa sensibilidad disminuye fuertemente conforme aumenta la energa de los neutrones. Una tcnica para detectar los neutrones rpidos consiste, pues, en rebajar la energa de estos mediante un material moderador y detectar los neutrones una vez termalizados. La experiencia de Bonner consisti en partir de un contador de centelleo dotado de un cristal muy sensible a los neutrones trmicos (ILi) y de tamao muy pequeo (4 4 mm) e ir incorporando alrededor un material moderador (polietileno) con espesores crecientes. La idea de base es que conforme aumentara el espesor del moderador se podran ir detectando los neutrones

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de energas mas elevadas. Bonner construy esferas moderadoras de espesores 2 , 3, 5, 8 y 12", de forma que el cristal centelleador quedara situado en el centro, y con cada una de ellas comprob la respuesta del dosmetro en funcin de la energa de los neutrones. Los resultados de la experiencia se muestran en la Figura 10.7 . Si nos fijamos en el comportamiento de la esfera de 2? observaremos que presenta una buena respuesta para los neutrones trmicos y una respuesta pobre para los neutrones rpidos. La esfera de 3? presenta una respuesta buena para los neutrones epitrmicos y mas dbil para los trmicos y para los rpidos. Y as sucesivamente, cada vez que se aumentaba el dimetro de la esfera mejoraba la respuesta para los neutrones de energas mas elevadas. Al llegar a la esfera de 12? se les ocurri superponer en una misma figura la respuesta del dosmetro y la dosis equivalente por neutrn en funcin de la energa. Haba una gran similitud entre ambas curvas. Por consiguiente se poda establecer una correspondencia casi lineal entre ambas magnitudes. O, dicho de otra forma, se presentaba la posibilidad de colocar en el instrumento de medida que daba la tasa de impulsos a la salida del centelleador, una escala de lectura expresada directamente en tasa de dosis equivalente. Podramos comentar un poco mas la forma de comportarse el dosmetro. Si los neutrones que alcanzan al dosmetro y, mas concretamente, la esfera de 12 son de energas bajas, la respuesta es dbil y tambin lo es para energas hasta de 10 keV. Si la energa de los neutrones incidentes supera le energa anteriormente citada, la respuesta del dosmetro aumenta muy rpidamente exactamente como lo hace el efecto biolgico de los neutrones sobre el cuerpo humano. Por consiguiente con independencia de la energa con que inciden los neutrones, la respuesta siempre va a ser en dosis equivalente. El dosmetro podr utilizarse en la modalidad de tasa de dosis equivalente o podr integrar las lecturas y proporcionar dosis equivalentes integradas. Una ventaja adicional de este dosmetro es su insensibilidad a la radiacin gamma incluso a dosis altas. Esto es consecuencia de la alta seccin eficaz de captura neutrnica del Li y del pequeo tamao del cristal centelleador que es el elemento sensible no solo a los neutrones sino tambin a la radiacin gamma. Sin embargo, el hecho de poseer una gran esfera moderadora de los neutrones potencia la capacidad para detectar estas partculas. Otra ventaja es su no direccionalidad. Mide igualmente los neutrones que lleguen en cualquier direccin. Y, desde luego, es el nico dosmetro que mide bien tanto los neutrones trmicos como los neutrones rpidos. Este dosmetro se emplea como dosmetro de rea. Se le coloca la esfera de 12 y se sita en lugares adecuados de las instalaciones neutrnicas. Tambin puede dotarse de movilidad colocndolo sobre un carrito dado su gran peso y tamao. Para el caso en que se quisiera hacer alguna espectrometra de neutrones vendra acompaado de un juego de esferas moderadoras intercambiables.


120 12 10 100 8 80 6 60

Cuentas/(n cm -2)

rem/(n cm -2 )

4,0 3,0 12' 2' 3' 5' 8' 12' D.E. 5' 3' 2' 1,0 8' 2,0

4 40 2 20

0 0,0 0 1E-03 1E-02 1E-01 1E+001E+011E+021E+031E+041E+051E+061E+071E+08 Energa (eV)

Figura 10.7.- Curvas de respuesta del dosmetro esfrico de Bonner para esferas de polietileno de diferentes dimetros expresados en pulgadas. (R.L. Bramblett, R.I. Ewing y T.W. Bonner, Nucl. Instr. and Meth., 9, 1 (1960). D.E.:Curva de dosis equivalente de neutrones (NCRP, 1957).

10.4.-

DOSMETRO DE EQUIVALENTE

RESPUESTA

PLANA.

DOSMETRO

DE

DOSIS

El dosmetro de Bonner ha servido, sin duda , como punto de inspiracin para otros dosmetros. Tomando, pues, como referencia el dosmetro de Bonner pasemos a comentar los cambios ms importantes efectuados para el diseo de otros dosmetros: 1) El cristal de centelleo se ha sustituido por un contador de BF3, por consiguiente la respuesta del dosmetro es instantnea como tambin suceda con el dosmetro de Bonner y 2) el moderador no es de geometra esfrica sino cilndrica, tomando como eje del cilindro el eje del contador de BF3.Adems de los dos cambios fundamentales mencionados existen otros, segn el uso concreto que quiera darse al dosmetro. Una primera alternativa de dosmetro consiste en la obtencin de una eficiencia en la deteccin constante para todas las energas de los neutrones. Es lo que se conoce como dosmetro de respuesta plana. Este dosmetro sirve para medir fluencias o dosis absorbidas. Permite tambin medir los valores acumulados, las tasas de estas magnitudes o ambas circunstancias; para ello basta asociarle el equipo electrnico adecuado. Su utilidad se encuentra, sobre todo, en el campo de la Fsica o de la Neutrnica. Una segunda alternativa consiste en la obtencin de una respuesta que recuerde a la curva de dosis equivalente en funcin de la energa de los neutrones como suceda en el dosmetro

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de Bonner dotado con la esfera moderadora de 12 de dimetro. En tal caso disponemos de un dosmetro de dosis equivalente. Como en los casaos anteriores y mediante el equipo electrnico adecuado se puede conseguir un dosmetro de tasa de dosis equivalente, de dosis equivalente acumulada o con ambas opciones de medida. Su utilidad se encuentra especialmente en el campo de la Proteccin Radiolgica. Para completar la transformacin de un dosmetro genrico con detector de BF3 y moderador cilndrico en alguna de las dos alternativas propuestas, hay que jugar con otros factores que se pasan a considerar: a) agregar una capa interna tambin de geometra cilndrica de un compuesto borado. Se trata de disponer de un buen absorbente de neutrones trmicos para limitar una respuesta excesiva por parte de estos. La capa puede presentar perforaciones para no anular del todo la contribucin de los neutrones trmicos y facilitar el paso de la fraccin de estos que interese hacia el interior del dosmetro. realizar oquedades en el seno del material moderador. Al eliminar localmente fracciones de moderador se puede facilitar el acceso de neutrones de energas ms elevadas y dado que los materiales moderadores tambin son absorbentes de los neutrones, no reducir excesivamente la poblacin neutrnica en el seno del dosmetro. desplazar el contador de BF3 dentro de su alojamiento y a lo largo del eje del dosmetro. Colocndolo ms prximo o ms alejado de las caras externas del cilindro de moderador se consigue tambin jugar con la curva de respuesta en energas del dosmetro.

b)

c)

Controlando, pues, los parmetros estructurales, los materiales y la geometra, el diseador experimental construye el tipo de dosmetro de neutrones deseado. El que interesa aqu especialmente es el segundo, o sea el dosmetro de dosis equivalente. Estos dosmetros tienen en comn entre s y con el de Bonner una masa y un volumen importantes debidos a la presencia del moderador. Se emplean como dosmetros de rea o de laboratorio y se encuentran generalmente fijos. Tambin los hay en versin porttil a pesar de la incomodidad de su manejo por peso y por volumen. La Figura 10.8 muestra el aspecto externo de un dosmetro porttil de dosis equivalente muy popular que se conoce con el nombre de cerdito. Un corte del mismo (Figura 10.9) permite observar su estructura interna. Las caractersticas generales aparecen en la Tabla 10.1 y la curva de respuesta, en funcin de la energa de los neutrones en la Figura 10.10.


NEUTRON DOSE RATE METER 2202DTC SHORT

101OF F

10 2

BATT. CHECK

POWER INT

10 3OUTPUTRECORDER

1 0,

10

4

Studsvik

Figura 10.8.- Dosmetro porttil de dosis equivalente de neutrones (2202 D).

Figura 10.9.- Medidor de tasa de dosis equivalente de neutrones 2202 D.

T EX

Sv/hEnergy range: Thermal - 17 MeV

100 A PULSE

100

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/10.- DOSIMETRA DE NEUTRONES.Neutrones isotropicos Haz ancho = 901E+00

Serie 2Haz ancho = 0

(cps por n cm -2 s)

1E-01

1E-02

Respuesta en rem (ICRP)

1E-03 1E-02

1E-01

1E+00 1E+01 1E+02 1E+03 1E+04 1E+05 1E+06 1E+07 1E+08 1E+09

Figura 10.10.- Curva de respuesta en energas del medidor 2202 D de tasa de dosis equivalente de neutrones y respuesta en rem (ICRP) superpuesta. TABLA 10.1 MEDIDOR (2202 D) DE TASA DE DOSIS EQUIVALENTE DE NEUTRONES Caractersticas generales Margen de tasa de dosis equivalente................................................... 0,1 - 104 mrem A h-1 Lectura en escala logartmica.............................................................. 5 dcadas Buena aproximacin a la curva de respuesta en rem............................ de 0,025 eV a 17 MeV La mejor respuesta se obtiene en la direccin perpendicular al eje del cilindro Sensibilidad a neutrones....................................................................... 1 mrem A h-1 6 3,3 c.p.s. Sensibilidad a radiacin gamma......................................................... 200 R A h-1 6 < 2,2 c.p.s. Dimensiones: Dimetro................................................................................ 215 mm Longitud................................................................................ 325 mm


Peso....................................................................................................... 10,9 kg (con bateras)

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Un problema general que presentan estos dosmetros es su mayor o menor directividad. O, dicho de otro modo, puede suceder que la respuesta del dosmetro no sea la misma si los neutrones inciden perpendicularmente o si inciden paralelamente al eje del cilindro. En un dosmetro de respuesta plana los neutrones deben incidir normalmente al eje para que realmente la respuesta sea plana. En el cerdito, sin embargo, se ha conseguido una respuesta ms independiente de la orientacin. El buen funcionamiento de estos dosmetros de neutrones es debido, en parte, al empleo de un detector de BF3 .Recordemos que este detector discrimina bien la radiacin gamma incluso en dosis muy elevadas. Para ello hay que ajustar adecuadamente el nivel del discriminador de los impulsos con el fin de contar solo los impulsos debidos a los neutrones (ms grandes) y rechazar los impulsos debidos a la radiacin gamma (ms pequeos).

10.5.- DOSIMETRA FOTOGRFICA DE NEUTRONES Lo mismo que al estudiar los detectores de ionizacin, ahora tambin nos preguntamos lo que sucede al exponer las pelculas fotogrficas o radiogrficas directamente, es decir, sin ninguna preparacin previa, al efecto de los neutrones. Y tambin como entonces nos contestaremos que existe alguna interaccin directa pero que la respuesta es, en general, muy dbil y sin el control necesario para obtener una buena informacin sobre la radiacin incidente ni para realizar una dosimetra correcta. Concluiremos finalmente que, 1) las pelculas fotogrficas y radiogrficas son realmente sensibles a la radiacin ionizante (y a otras radiaciones como las luminosas ) pero poco sensibles a los neutrones y 2) es necesario introducir un material sensible a los neutrones que proporcione el grado de interaccin deseado con las pelculas. En realidad, la interaccin de la radiacin, sea del tipo que sea, con una emulsin fotogrfica ( o radiogrfica ) va a producir trazas microscpicas de ah que se suela englobar este procedimiento dosimtrico junto con los otros detectores de trazas. La forma de estudiar la imagen obtenida y de cuantificar los resultados puede realizarse de dos formas distintas. En la primera se efecta una observacin microscpica de la pelcula y de ella se determinan el nmero y las caractersticas de las trazas producidas. De estas ltimas se deduce la naturaleza y energa de las partculas incidentes. Esta informacin sirve finalmente para conocer las caractersticas del campo neutrnico. En la segunda se efecta un estudio macroscpico. Las agrupaciones de un gran nmero de trazas se van a manifestar pticamente como una tonalidad gris, tanto ms oscuro cuanto mayor sea el nmero de trazas por unidad de superficie de la pelcula. En este caso lo que se hace es un anlisis densitomtrico, o sea un anlisis del grado de oscurecimiento alcanzado en la pelcula. Para obtener resultados cuantitativos se deben comparar las densidades obtenidas con las densidades patrn producidas por radiaciones de caractersticas conocidas. Las pelculas deben manejarse y exponerse a las radiaciones en completa oscuridad porque los fotones luminosos tambin contribuyen a la formacin de trazas. Para su manipulacin se debe disponer de un laboratorio oscuro de donde salen protegidas en el interior de chasis opacos a la luz. Tambin existen pelculas comerciales protegidas de la luz en el interior de sobres hermticos, mucho ms cmodas de manejar. En cualquiera de estas formas se incorporan a los


dosmetros. Finalizado el proceso de exposicin a las radiaciones y siempre manteniendo la oscuridad, tienen que llevarse al laboratorio oscuro para ser sometidas a dos procesos qumicos importantes. La primera fase de tratamiento es el revelado. Esta fase es comn a los diferentes modos de anlisis y consiste en hacer visibles pticamente las huellas dejadas por la radiacin en el seno de la pelcula. Este proceso se reduce a un tratamiento qumico sencillo pero riguroso ( control de los reactivos, la temperatura y el tiempo de revelado ) para la obtencin de resultados buenos. El tipo de revelado a realizar depende de las caractersticas de la pelcula y de la forma de estudio posterior que se pretenda llevar a cabo. No es lo mismo, por ejemplo, un revelado para la observacin de las trazas individuales que un revelado para un estudio densitomtrico. Tambin hay que pensar en eliminar todo el material sensible a las radiaciones que no ha sido impresionado por estas, proceso que se conoce con el nombre de fijado y que, como el revelado, debe efectuarse en el laboratorio oscuro. Este proceso, sin embargo, no es tan crtico como el primero. Finalizado el fijado y despus de lavada y seca, la pelcula se puede manejar a la luz ambiente y someter a los procesos de cuantificacin de las radiaciones correspondientes. El hecho de tener que someter a un proceso qumico los dosmetros fotogrficos as como la subsiguiente imposibilidad de su reutilizacin ha reducido su uso en la prctica, sobre todo despus de la implantacin de la dosimetra TLD. Sin embargo todava se utilizan los dosmetros fotogrficos en dosimetra personal y en dosimetra ambiental. Adems, debemos reconocer que han jugado un papel histrico importante en el desarrollo de las tcnicas nucleares de dosimetra. En el mercado existe una gran variedad de pelculas y en cada caso es necesario elegir la ms adecuada para el objetivo que se busque. Aqu hablaremos exclusivamente de algunas de ellas que se usan en dosimetra de neutrones pero no de otras muchas que se emplean habitualmente en radiografa o en gammagrafa.

10.5.1.- Materiales sensibles a los neutrones empleados con las pelculas Con las pelculas se emplean una gran variedad de materiales sensibles a los neutrones. Destacan, sin embargo, los elementos fisionables como el uranio, el neptunio y el torio y los emisores alfa como el boro. Para algunas aplicaciones especiales donde se requieren obtener imgenes de gran resolucin ( Neutrografa ) pueden interesar los emisores de partculas beta o electrones de baja energa como el oro, el gadolinio o el disprosio. Tambin se pueden usar emisores de radiaciones gamma como el cadmio o el indio. El material sensible a los neutrones puede disponerse de varias formas. Por ejemplo se puede incorporar en el seno de la pelcula. Pero se suele preferir su colocacin superficial externa en forma de lmina adosada. La pelcula se irradia con las radiaciones procedentes de la lmina de material sensible. Finalizada la irradiacin dosimtrica se retira la pelcula, se revela y se analiza. La lmina de material sensible a los neutrones puede usarse, generalmente, para muchas irradiaciones. Esta parte de los dosmetros es reutilizable pero no la pelcula que tiene que renovarse en cada dosimetra.

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10.5.2.- Dosmetro personal de neutrones Existe una gran variedad de dosmetros personales de pelcula. Los hay solo para radiaciones ionizantes o para radiaciones ionizantes + neutrones pero tambin existen otras alternativas. Los dosmetros para radiaciones ionizantes y la dosimetra correspondiente se suponen conocidos ya por el alumno. Para describir el funcionamiento de un dosmetro mixto o correspondiente al segundo grupo, elegimos un modelo sencillo que se us antiguamente en el CIEMAT, es el modelo ingls ( Figura 10.11). Permite efectuar una dosimetra de radiacin gamma y electrones de varias energas, as como de neutrones trmicos. Consta de un bastidor moldeado de polipropileno dividido internamente en siete sectores rectangulares ( 3+2+2 ) cada uno de ellos destinado a un propsito dosimtrico diferente. Cada sector dispone de un filtro, una ventana o una capa de polipropileno del grosor adecuado. El bastidor se abre en dos mitades y aloja en su interior una pelcula protegida de la luz con una cubierta como las usadas en odontologa. Los sectores destinados a la dosimetra de neutrones son los nmeros 5 y 6, as como el borde exterior de los sectores 2 y 3 que se conoce como sector 8. Pasamos a describirlos. El sector 5 est dotado de un par de filtros metlicos, uno en cada una de las dos tapas del bastidor, constituidos por 0.71 mm de cadmio + 0.30 mm de plomo. El sector 6 tambin est dotado de un par de filtros metlicos, uno en cada una de las dos tapas del bastidor, constituidos por 0.71 mm de estao + 0.30 mm de plomo. El borde 8 dispone de una tira de indio de 0.4 g. En ausencia de neutrones no se efecta la lectura de los sectores 5 y 6. Si hay neutrones se efecta la lectura densitomtrica de 5 y de 6. El sector 5 es el sensible a los neutrones debido a la presencia del cadmio Cuando los neutrones inciden sobre l emite radiacin gamma muy dura que ennegrece la pelcula. Sin embargo, tambin se puede ennegrecer el sector por accin de la radiacin gamma exterior. Para distinguir el origen del ennegrecimiento del sector 5 se cuenta con la lectura del sector 6. Este ltimo no es sensible a los neutrones pero si a la radiacin gamma. Adems, el espesor y materiales del filtro 6 es tal que proporcionan una atenuacin gamma igual a la del sector 5. Por consiguiente si el dosmetro se irradia solo con radiacin gamma el ennegrecimiento de los sectores 5 y 6 ser igual. En caso de irradiar con radiacin gamma y con neutrones simultneamente, el sector 5 se ennegrecer ms que el 6, y esa diferencia de ennegrecimiento indicar la contribucin de los neutrones. La presencia de los neutrones tambin se pondr de manifiesto por la tira de indio. En el caso de haber neutrones, la regin 8 se ennegrecer por la accin de las radiaciones emitidas por el indio. Por consiguiente el borde 8 puede utilizarse como advertencia para poner de manifiesto la presencia de los neutrones. Verificado el ennegrecimiento del sector 8 se pasa a efectuar la lectura de los sectores 5 y 6. Pero si el sector 8 no se ha ennegrecido es seal de que no hay neutrones y se puede pasar por alto la lectura de los sectores 5 y 6.

10.-DOSIMETRA DE NEUTRONES./ 292 3 7 1 6 5 4 4 5 6 1 3 2 8

9

SOPORTE: Moldeado en polipropileno. PELCULA: Radiation monitoring Film de Kodak. FILTROS: 1.- Ventana. 2.- Polipropileno de 50 mg A cm-2. 3.- Polipropileno de 300 mg A cm-2. 4.- 1 mm de duraluminio. 5.- 0,71 mm de cadmio + 0,30 mm de plomo. 6.- 0,71 mm de estao + 0,30 mm de plomo. 7.- Borde de plomo de 0,30 mm. 8.- 0,4 g de indio. 9.- Pelcula.

Figura 10.11 .- Dosmetro ingls de pelcula

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/10.- DOSIMETRA DE NEUTRONES. Para determinar la dosis equivalente se emplea la frmula siguiente:

D.E .n =

D5 - D6 rem F

donde D5 y D6 representan las densidades pticas respectivas de los sectores 5 y 6 mientras que F es un factor de correccin. Tambin se puede determinar la dosis absorbida correspondiente a la radiacin gamma que acompaa a los neutrones, mediante la frmulaD.E .n rad en aire 3

D = D6 -

10.6.- ANEXO

DOSIMETRA FOTOGRFICA DE NEUTRONES

NEUTRONES ? LENTOS? (1 eV < E < 250 keV) Pelcula de rayos X Responde bien a las partculas beta y radiaciones gamma emitidas por los elementos sensibles a los neutrones. La fluencia por rem es alta. Se miden densidades pticas (densitmetros).

NEUTRONES ? RPIDOS? Pelcula de rayos X

( E > 250 keV)

Respuesta muy baja de los elementos sensibles. Fluencia por rem baja. Conveniencia de un moderador. Emulsiones nucleares (de trazas) Trazas producidas por protones de retroceso. Se cuentan las trazas individuales (microscopio). Dificultades de lectura por debajo de 0,5 MeV (pocas trazas). Muy perturbado por la radiacin gamma. El nmero de trazas por rem disminuye con la energa. Hay desvanecimiento (fading) de la imagen latente.

DOSIMETRA DE NEUTRONES CON EMULSIONES NUCLEARES

REACCIONES DE FISIN Fciles de procesar y evaluar. No es preciso equipo electrnico de recuento. Pequeas cantidades de elemento fisionable. Insensible a partculas beta y a radiaciones X y gamma. Sin problemas de almacenamiento (velado, desvanecimiento o fading, etc.) A la temperatura ambiente. Margen amplio de dosis para medir. Fcil de activar y desactivar por separacin o unin de las lminas fisionable y detectora. No es imprescindible un procesado inmediato. El Np-237 presenta las mejores caractersticas para la dosimetra de los neutrones rpidos. Una gran variedad de dosmetros en la prctica.

Para neutrones trmicos De 105 a 1022 n A cm-2. Se usa una lmina de U-235. Puede usarse una cubierta de cadmio para separar el efecto de neutrones energticos.

Para neutrones rpidos Dosimetra complicada por trabajar con espectros complejos, generalmente desconocidos. Pueden usarse varios nucleidos de distintas energas umbrales. Los neutrones trmicos se eliminan fcilmente con cadmio.

Criterios para seleccionar los nucleidos umbrales 1.2.3.Mejor respuesta a los neutrones rpidos que la emulsin sola. Respuesta en energas proporcional a la dosis biolgica. Capacidad de distincin entre dosis de neutrones rpidos y trmicos y una idea de los neutrones intermedios.

OTRAS REACCIONES Reacciones (n, ) Se utilizan Li-6 Li-7 como elementos radiadores y un detector de trazas plstico. Ventajas de este mtodo sobre el (n, f) para la dosimetra personal: 1.2.3.4.No se usan materiales caros y peligrosos. Se evita la radiacin gamma emitida por el elemento fisionable tanto para el cuerpo como para el dosmetro. No hay fondo producido por la fisin espontnea. No se modifican las condiciones de revelado porque el dao en la emulsin es superficial.

-

La limitacin de estos dosmetros estriba en que rara vez interesa la exposicin a neutrones trmicos.

Reacciones con ncleos de retroceso Los neutrones rpidos pueden golpear a los ncleos ligeros (C, N, O, etc.) Y producir trazas. Poca sensibilidad de la reaccin (n, p). Con frecuencia se usan policarbonato, nitrato de celulosa o acetato de celulosa como radiadores y detectores de las trazas. El dimetro y profundidad de las trazas pueden informar sobre la energa de los neutrones incidentes.

PELCULAS COMERCIALES MS CORRIENTES USADAS EN DOSIMETRA DE NEUTRONES

PELCULA KODAK ? RADIATON MONITORING FILM? Sobre un soporte de seguridad hay depositadas dos emulsiones, una rpida y otra lenta. La rpida se usa para las exposiciones elevadas. Para medirla se retira la emulsin rpida, que se ha oscurecido (D - 4).

PELCULA KODAK ? PERSONAL MONITORING FILM, TYPE A? Presentacin anloga a la anterior. Alta relacin del BrAg frente a la gelatina (5:1 en peso) para un reconocimiento sencillo de las trazas producidas por los protones.

PELCULA KODAK ? PERSONAL MONITORING FILM, TYPE B? Dosis independiente de la energa hasta neutrones de 10 MeV. Se puede extender el margen de independencia hasta 14 MeV asocindola a una pelcula normal que acta de radiador.

SISTEMA ALEMN 1) Pelcula R. M. Kodak Determinacin de dosis de neutrones trmicos anloga al sistema ingls.

2) Pelcula Kodak tipo A para dosimetra de neutrones rpidos Pelcula al descubierto a travs de la ventana. Filtro de plomo para eliminar rayos X de E < 300 keV.

SISTEMA O.R.N.L. (USA) 1) Dos pelculas Dupont de sensibilidades diferentes (para exposiciones altas y bajas). 2) Pelcula Kodak tipo A para dosimetra de neutrones. 3) Elementos sensibles a los neutrones: Una lmina de oro incluida entre dos lminas de cadmio. Una lmina de indio (para dosimetra de neutrones trmicos e intermedios). Una pastilla de azufre (para dosimetra de neutrones rpidos, 2,5 MeV). Una lmina de oro (para dosimetra de neutrones trmicos). Un dosmetro qumico (fluorescente) para la rpida identificacin de personas accidentadas.

neutrones R 6 Li Li T

gammas (incidentes)

7 Li disco de cadmio 7 Li

6

T (neutrones albedo) R : rpidos T : trmicos

cuerpo

Simbologa:6

Li: dosmetro TLD de LiF con Li enriquecido en 6Li (sensible a los neutrones trmicos y a la radiacin gamma). Li: dosmetro TLD de LiF con Li enriquecido en 7Li (sensible a la radiacin gamma).

7

Disco de Cd: grande para impedir que los neutrones trmicos dispersados en el cuerpo sean detectados. buen blindaje para rayos X y gamma con energas inferiores a 100 keV. emite gammas cuando captura neutrones trmicos.

-

El disco de Cadmio puede sustituirse por un material plstico cargado con Boro (enriquecido en 10 B).

CONSIDERACIONES A TENER EN CUENTA AL SELECCIONAR UN DOSMETRO ALBEDO DE NEUTRONES.

-

Si la componente gamma de la dosis es elevada o la dosis de neutrones proviene de neutrones de energa elevada, debe usarse un dosmetro albedo con sensibilidad muy alta para los neutrones. La sensibilidad vara de unos dosmetros a otros hasta en un factor diez. Algunos dosmetros albedo son pequeos y fciles de llevar; otros son grandes y deben llevarse en un cinturn. Para algunos dosmetros albedo la orientacin de la persona es importante. Si no se llevan correctamente, los errores son muy grandes al realizar la evaluacin. Una simple separacin del cuerpo de 1 cm puede disminuir o aumentar la lectura dependiendo de que la energa de los neutrones sea rpida o trmica, respectivamente. Algunos dosmetros albedo se pueden leer por un proceso automatizado.

-

-

-

-

CUADRO COMPARATIVO DE LAS CARACTERSTICAS DE LOS DOSMETROS PERSONALES DE NEUTRONES MS CORRIENTES

Tipo de dosmetro

Ventajas

Inconvenientes - Debe protegerse muy bien para evitar fading. - Muy sensible a gammas de baja energa. - Contaje ptico incmodo. - Respuesta pobre a neutrones de energas intermedias. - Gran variacin en la respuesta con la energa. - Algo sensible a la radiacin gamma. - Es un material radiactivo. - Respuesta pobre en dosis equivalente. - sensibilidad marginal. - Es un material radiactivo. - Se recibe una dosis gamma apreciable con lminas gruesas de Np-237 (unos 58 mrem/ao/mg). - Caro

Uso

Pelcula, tipo A (NTA)

-Buena respuesta para neutrones rpidos. - Barato

- Ambientes con neutrones rpidos

Albedo

- Buena sensibilidad. - Fcil de automatizar - Baratos - Respuesta a los neutrones rpidos - Insensible a la radiacin gamma - Buena aproximacin a la dosis equivalente. - Buena sensibilidad (con radiadores gruesos). - Insensible a la radiacin gamma

- Ambientes con espectros moderados - Ambientes con espectros de neutrones poco diferentes. - Mucho personal - Ambientes con neutrones rpidos - En combinacin con dosmetros albedo - Ambientes con dosis elevadas de neutrones. - Para poco personal. - Los dosmetros no pueden salir del lugar de trabajo.

Trazas de fisin del Th-232

Trazas de fisin del Np-237

1,0E-03

Factor conversin fluencia-dosis equivalente (mrem cm ICRP (1964) ANSI (1971) NCRP (1971)

2 )

1,0E-04

1,0E-05

1,0E-06

1,0E-071,0E-02 1,0E-01 1,0E+00 1,0E+01 1,0E+02 1,0E+03 1,0E+04 1,0E+05 1,0E+06 1,0E+07 1,0E+08 1,0E+09 1,0E+10

Energa neutrn (eV)

Fluence-to-dose-equivalent conversion factors d and ICRP response curve (ICRP, 1964). The factor d is given in mrem at the deth of its maximum, per neutron/cm2 perpendicularly incident on a 30 cm tissue slab.Respuesta por unidad de fluencia Unidades arbitrarias

1,0E+00

Dosis equivalente ICRP

1,0E-01

1,0E-02Respuesta NTA

1,0E-031,0E+00 1,0E+01 1,0E+02 1,0E-081,0E-071,0E-061,0E-051,0E-041,0E-031,0E-021,0E-011,0E+00

Energa neutrn (MeV)

Respuesta de la pelcula NTA a los neutronesRespuesta por unidad de fluencia Unidades arbitrarias Dosis equivalente ICRP Respuesta Albedo

1,0E+00

1,0E-01

1,0E-02

1,0E-03

1,0E-041,0E+00 1,0E+01 1,0E+02 1,0E-081,0E-071,0E-061,0E-051,0E-041,0E-031,0E-021,0E-011,0E+00

Energa neutrn (MeV)

Respuesta de un dosmetro Albedo tpico a los neutrones

Respuesta por unidad de fluencia Unidades arbitrarias1,0E+00

Th-232 (n, fisin)1,0E-01

Dosis equivalente ICRP1,0E-02

1,0E-031,0E-08 1,0E-07 1,0E-06 1,0E-05 1,0E-04 1,0E-03 1,0E-02 1,0E-01 1,0E+00 1,0E+01 1,0E+02

Energa neutrn (MeV)

Respuesta por unidad de fluencia Unidades arbitrarias1,0E+00

1,0E-01

Dosis equivalente ICRP Np-237 (n, fisin)

1,0E-02

1,0E-03

1,0E-04 1,0E-08 1,0E-07 1,0E-06 1,0E-05 1,0E-04 1,0E-03 1,0E-02 1,0E-01 1,0E+00 1,0E+01 1,0E+02

Energa neutrn (MeV)

Respuesta de dos dosmetros (n, fisin) tpicos a los neutrones.

EFECTOS BIOLGICOS DE LOS NEUTRONES Generalidades Los neutrones recorren largas distancias antes de ser absorbidos. Tienen gran poder de penetracin (como sucede con la radiacin gamma) pero producen ms dao que sta. El efecto en las personas puede ser importante. El efecto en el ambiente es despreciable.

-

Neutrones trmicos Producen ionizaciones al interaccionar con H y N. gamma de 2,2 MeV deutern de retroceso protn altamente ionizante (n, p) en N-14 transmutacin a C-14 (cambios biolgicos importantes)

(n, ) en H

Neutrones rpidos Producen colisiones elsticas con H (n -----> p) Producen reacciones (n, p) y (n, ) con N-14 y otros nucleidos. La reaccin (n, ) con el H es importante para En < 10 keV.

MASTER DE ENERGIA NUCLEAR - dosimetria

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