compendio de proteccion radilogica

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COMPENDIO DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

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Proteccion radiologica

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Page 1: Compendio de Proteccion radilogica

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

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

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

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 5

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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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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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

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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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)

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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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

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)

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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

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
Page 2: Compendio de Proteccion radilogica

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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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

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

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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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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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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)

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

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

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
Page 3: Compendio de Proteccion radilogica

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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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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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

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

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

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
Page 4: Compendio de Proteccion radilogica

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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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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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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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

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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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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)

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 47

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

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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

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

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)

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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

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
Page 5: Compendio de Proteccion radilogica

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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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

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

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
Page 6: Compendio de Proteccion radilogica

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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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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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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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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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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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

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

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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
Page 7: Compendio de Proteccion radilogica

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

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

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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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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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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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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
Page 8: Compendio de Proteccion radilogica

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

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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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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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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

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)

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 47

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

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

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
Page 9: Compendio de Proteccion radilogica

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)

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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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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

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 38

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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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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
Page 10: Compendio de Proteccion radilogica

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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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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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

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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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

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
Page 11: Compendio de Proteccion radilogica

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 14

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 15

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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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

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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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
Page 12: Compendio de Proteccion radilogica

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

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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

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

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)

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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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
Page 13: Compendio de Proteccion radilogica

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)

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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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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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 15

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 17

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 18

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 19

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 20

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 21

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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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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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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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
Page 14: Compendio de Proteccion radilogica

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

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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

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

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

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
Page 15: Compendio de Proteccion radilogica

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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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

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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)

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

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

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

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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

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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

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

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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)

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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
Page 16: Compendio de Proteccion radilogica

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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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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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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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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 44

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

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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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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
Page 17: Compendio de Proteccion radilogica

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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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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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

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

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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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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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

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

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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
Page 18: Compendio de Proteccion radilogica

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 15

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 17

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 18

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 19

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 20

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 21

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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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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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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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
Page 19: Compendio de Proteccion radilogica

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 16

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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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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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

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)

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 47

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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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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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
Page 20: Compendio de Proteccion radilogica

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

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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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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

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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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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
Page 21: Compendio de Proteccion radilogica

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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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

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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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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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
Page 22: Compendio de Proteccion radilogica

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 19

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 20

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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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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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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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
Page 23: Compendio de Proteccion radilogica

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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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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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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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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(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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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
Page 24: Compendio de Proteccion radilogica

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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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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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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 43

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

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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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
Page 25: Compendio de Proteccion radilogica

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 23

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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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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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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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
Page 26: Compendio de Proteccion radilogica

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

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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

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)

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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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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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
Page 27: Compendio de Proteccion radilogica

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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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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 38

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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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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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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
Page 28: Compendio de Proteccion radilogica

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

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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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
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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

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

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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

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

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)

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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
Page 30: Compendio de Proteccion radilogica

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)

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 27

COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA

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)

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

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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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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

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)

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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
Page 31: Compendio de Proteccion radilogica

COMPENDIO DE PROTECCIOacuteN RADIOLOacuteGICA

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 29

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)

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 32

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 33

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

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

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

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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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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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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

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
Page 32: Compendio de Proteccion radilogica

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 29

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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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

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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

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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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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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

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
Page 33: Compendio de Proteccion radilogica

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

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

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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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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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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
Page 34: Compendio de Proteccion radilogica

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

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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

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

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

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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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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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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
Page 35: Compendio de Proteccion radilogica

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)

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 32

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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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)

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

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

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)

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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

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
Page 36: Compendio de Proteccion radilogica

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

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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

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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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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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
Page 37: Compendio de Proteccion radilogica

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

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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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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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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

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)

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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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
Page 38: Compendio de Proteccion radilogica

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

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

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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

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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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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 44

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

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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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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 53

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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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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)

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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
Page 39: Compendio de Proteccion radilogica

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

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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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 44

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

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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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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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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

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)

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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
Page 40: Compendio de Proteccion radilogica

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

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 40

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 41

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 42

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 43

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 44

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

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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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

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

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
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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

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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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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)

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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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

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
Page 42: Compendio de Proteccion radilogica

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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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

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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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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
Page 43: Compendio de Proteccion radilogica

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 40

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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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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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

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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
Page 44: Compendio de Proteccion radilogica

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

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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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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
Page 45: Compendio de Proteccion radilogica

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 42

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 43

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 44

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

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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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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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

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
Page 46: Compendio de Proteccion radilogica

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 43

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 44

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

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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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
Page 47: Compendio de Proteccion radilogica

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

Ing Ricardo A Anaya Mosqueda 44

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

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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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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

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
Page 48: Compendio de Proteccion radilogica

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

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

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

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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

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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

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)

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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

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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
Page 49: Compendio de Proteccion radilogica

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

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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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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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)

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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
Page 50: Compendio de Proteccion radilogica

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

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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

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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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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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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

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

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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
Page 51: Compendio de Proteccion radilogica

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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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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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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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
Page 52: Compendio de Proteccion radilogica

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

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

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)

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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

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
Page 53: Compendio de Proteccion radilogica

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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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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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
Page 54: Compendio de Proteccion radilogica

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

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

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
Page 55: Compendio de Proteccion radilogica

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

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
Page 56: Compendio de Proteccion radilogica

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
Page 57: Compendio de Proteccion radilogica

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)

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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
Page 58: Compendio de Proteccion radilogica

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
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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
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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)

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
Page 61: Compendio de Proteccion radilogica

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
Page 62: Compendio de Proteccion radilogica

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
Page 63: Compendio de Proteccion radilogica

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
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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)

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
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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
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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
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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
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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
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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