Monitores portatiles Mayo 19 2015

Manejo de monitores porttiles

Francisco Hernandez Alejandre

Universidad Nacional Autnoma de MxicoFacultad de Ciencias

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Abstract

Se aprendieron los conceptos bsicos para la utilizacin de un detector portatil Geiger-Muller, una vezaprendida la correcta utilizacin se procedio a realizar la exploracin de una superficie en busca de fuentesde radiacin ionizante de baja intensidad, despues se coloc una fuente de mayor intensidad de 90Sr/90Y(10mR/h al contacto sin blindaje) en el centro del salon, para eso se realiz un levantamiento de nivelesalrededor de la fuente con dos niveles de isolectura, los resultados se muestran en las curvas de isolecturamostradas mas adelante.

I. Introduccin

Un contador Geiger es un instrumentoque permite detectar la radiactividadde un objeto o lugar donde se encuen-tre algn mineral radioactivo, en definitiva esun detector de partculas y de radiaciones ion-izantes de cualquier etiologa incluyendo tam-bin los rayos csmicos.

Un detector de radiacin no es ms que untubo metlico que en su interior tiene un elec-trodo aislado de la carcasa donde se le aplicaun alto potencial elctrico con respecto a lacarcasa; en su interior hay un gas a baja pre-sin y en el extremo opuesto al electrodo tieneuna ventana muy fina de cristal o mica, quees por donde entra la radiacin existente enel medio. El voltaje positivo aplicado al elec-trodo captador se mantiene de tal manera enequilibrio que si entra una partcula por dichaventana inmediatamente se ioniza el gas de suinterior, cuando esto se produce se genera unaavalancha de electrones que colisionan con lostomos del gas liberndose ms electrones queson atrados por el electrodo central positivoproduciendo un pulso de corriente detectable,este flujo de electricidad se para por s mismoen ausencia de partculas, de ah el nombrede contador de partculas y sus caractersticos"cric cric ", debido a que cada partcula quepasa por l produce un pulso idntico, permi-

tiendo contar las partculas pero sin decirnosnada sobre la identidad del material o su en-erga.[1]

Dosis Absorbida

La dosis absorbida es una magnitud uti-lizada en Radiologa y Proteccin radiolgica,para medir la cantidad de radiacin ionizanterecibida por un material y ms especficamentepor un tejido o un ser vivo. La dosis absorbidamide la energa depositada en un medio porunidad de masa. La unidad en el Sistema In-ternacional es el J/kg, que recibe el nombreespecial de gray (Gy).

Decaimiento Radiactivo

El decaimiento radiactivo obedece la siguienteecuacin:

A = A0et (1)

Donde A es la actividad del radionuclido altiempo t y A0 es la actividad inicial conocida, es la constante de decaimiento que se puedehallar con la siguiente ecuacin:

t1/2 =ln2

(2)

Donde t1/2 es la vida media del radionuclido.

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Calibracin

Segn [2] se define como calibracin a ajustarla respuesta de un instrumento, dentro de suintervalo de operacin, a valores de radiacinconocidos.

Un factor de calibracin es un factorobtenido como la razn entre el valor esper-ado de una magnitud que se pretende medir yla lectura promedio porporcionada por un in-strumento de medicin de radiacin ionizantepara un mismo arreglo fuente-detector. Caberesaltar que estos factores varian dependiendodel detector utilizado, ya sea por que el fabri-cante es distinto, o por que han sido usadosen condiciones distintas, por eso es necesarioestablcer un factor para cada detector con elque se cuente en la instalacin as como unlimite en la tolerancia de este, de ser necesariose lleva a cabo una calibracin para cada unade las escalas con las que el detector cuente.

Levantamiento de niveles

Es necesario realizar un levantamiento de losniveles de radiacin para conocer los nivelesde exposicin a los que esta sujeto el personalque labora en una instalacin que utilice ra-diacin ionizante. Se deben revisar todas lascaras alrededor de la fuente con el fin de es-tablecer si en alguna de ellas existe un valormayor de actividad, y por tanto una posible

fuga, con el fin de salvaguardar la seguridadde las personas y estar dentro de los limiteslegales de exposicin a los que pueden estarexpuestos.

El limite legal en el caso de la prctica queeste trabajo expone es para alumnos que son0.5mSv en 12 horas, o sea 0.0416mSv/h que eslo mismo que 4.16mR/h.

II. Objetivos

Obtener adiestramiento en el manejode un monitor portatil para detectar ra-diacin beta-gamma y cuantificarla pormedio de las diferentes escalas utilizandocorrectamente el factor de calibracin cor-respondiente.

III. Material

Detector portatil Geiger-Muller Mod.TBM-23 Marca Technical Associates se-rie 005646, inventario UNAM 2042368.(incertidumbre 0.005mR/h)

Fuentes radiactivas 137Cs, 60Co,90Sr/90Y.

Pinzas S/N Cinta mtrica (0.05mm) S/N Dosimetro personal S/N

IV. Desarrollo

Antes de comenzar la prctica se otorgo a cadaestudiante un dosimetro personal del cual setuvo revisar su valor inicial as como el final altermino de la prctica.

Se realiz la prctica en parejas, y se otorgoun monitor porttil de radiacin. Se dividi laprctica en las siguientes actividades:

a) Introduccin terica sobre los compo-nentes, el funcionamiento y uso de un monitosporttil.

b) Identificacin de las caractersticas del

detector. Marca, modelo, nmero de serie, es-calas, factores de calibracin, etc.

c) Exploracin de una superficie enbsqueda de radiactividad manera de identi-ficar el lugar donde se encontraban las fuentes.Esto con el fin de experimentar por primeravez la respuesta del detector ante un campo

En una mesa de trabajo se colocarnfuentes escondidas bajo materiales del-gados. Con los monitores de radiacin,cada pareja explor la superficie ade ra-diacin, cada integrante del equipo real-iz esta actividad una vez.

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Figure 1: Detector Geiger Muller.

Figure 2: Fuente de radiacin en el centro del saln

d) Exploracin de un campo de radiacin

En el centro del saln se coloc unafuente de radiacin como se muestra enla figura 2. Con la ayuda de los monitoresde radiacin se hizo un levantamientode niveles alrededor de la fuente. Seestablecieron dos valores de isolecturaalrededor de la fuente que fueron 4 y6mR/h. Cada punto de exploracin sedebi ubicar perfectamente en el espacio,indicando distancia y el ngulo de me-dida. Se reportan mas adelante las curvas

de isolectura en forma polar.

V. Discusin y resultados

El dosimetro otorgado al redactor de este tra-bajo tena al comienzo de la prctica una lec-tura de 18mR,y el otorgado a la otra integrantedel equipo de trabajo tuvo una lectura de 0mRal finalizar la actividad la medicin de los mis-mos no cambio por lo que se considera que nohubo irradiacin a las personas.

En la tabla 1 se enlistan los datos obtenidosde las caracteristicas del monitor de radiacin:

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Monitor de radiacinMarca Technical associatesModelo TBM-23N. Serie 005646Prueba bateria okPrueba funcionamiento okLectura de fondo 0.005mR/h(0.005mR/h)

Table 1: Datos del monitor

En la etapa de exploracin de una superficiese encontraron todas las fuentes halladas de-

bajo de esta que fueron 2 y 3 respectivamentepor cada uno de los integrantes del equipo.

Exploracin de un campo de radiacinDistancia cm(0.05mm) angulo escala Factor de calibracion lectura (0.005mR) corregida(0.005mR)24.5 0 10 1 0.6 0.628.2 0 10 1 0.4 0.426.2 45 10 1 0.6 0.627 45 10 1 0.4 0.427.5 90 10 1 0.6 0.628.5 90 10 1 0.4 0.427.9 135 10 1 0.6 0.630.8 135 10 1 0.4 0.426 180 10 1 0.6 0.629.7 180 10 1 0.4 0.426 225 10 1 0.6 0.628.5 225 10 1 0.4 0.423.5 270 10 1 0.6 0.631.5 270 10 1 0.4 0.426.5 315 10 1 0.6 0.631.5 315 10 1 0.4 0.4

Table 2: Resultados levantamiento de niveles

La fuente de estroncio utilizada para lasegunda parte de la prctica con el blindajepuesto daba una actividad de 1mR/h una vezretirada la fuente del blindaje al contacto setuvo una lectura de 10mR/h. Esta fuente eldia 12 de Octubre del 2006 tea una dosis ab-

sorbida en aire de 164.98 2.51mGy/s y eldia 4 de Septiembre del 2009 una actividad de1423Ci. La vida media del estroncio 90 es de28.9 aos[3], y al dia de hoy han pasado aprox-imadamente 2.75 aos entonces la actividad aldia que se realiz la practica es de 133.29Ci

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y la dosis absorbida en aire son alrededor de100mGy/s.

Las lecturas obtenidas en el levantamientode niveles estan contenidas en la tabla 2. Y seanexa al final del trabajo la curva de isolec-tura polar. Hay que resaltar que a los val-ores obtenidos con la cinta metrica se les sumo2.5cm del radio de la fuente cilindrica ya quesiempre se toma el origen como referencia.

Como se puede observar en la tabla 2, losniveles de radiacin tienen una variacin rel-ativamente pequea que permite trabajar conla fuente de manera segura al no extenderse elnivel de exposicin a una distancia mayor queel orden de las mediciones obtenidas.

VI. Conclusiones

No hubo irradiacin al momento de re-alizar la prctica por lo que las medidasde seguridad establecidas para la real-izacin de la actividad fueron seguidascomo se planteo.

El monitor de radiacin utilizado fun-ciona adecuadamente.

Se encontraron con exito las fuentes deradiacin ionizante escondidas debajo dela superficie explorada.

El levantamiento de niveles permitio ase-gurar que la fuente radiactiva es segurapara ser usada en esta prctica.

References

[1] http://www.moebius-bcn.com/?p=1724

[2] NOM-012-NUCL-2002

[3] Wolfram

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IntroduccinObjetivosMaterialDesarrolloDiscusin y resultadosConclusiones