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sobre Protección Radiológica

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Presentación del tema: "sobre Protección Radiológica"— Transcripción de la presentación:

1 sobre Protección Radiológica
Nociones Básicas sobre Protección Radiológica

2 Repaso RADIACTIVIDAD : Un proceso natural y espontáneo por el cual los átomos inestables de un elemento emiten o irradian el exceso de energía de su núcleo y, así, cambian (o decaen) a átomos de un elemento diferente o a un estado de energía menor del mismo elemento. IONIZACIÓN : Proceso mediante el cual uno o más electrones son liberados de atómos, moléculas o cualquier otro estado ligado. EXCITACIÓN: Consiste en alejar del núcleo atómico a uno o más electrones de su corteza, llevándolos desde su órbitas originales a otras más alejadas del núcleo, sin separarse de este.

3 Repaso La magnitud con que se expresa la intensidad de la ionización producida por una partícula cargada, en movimiento recibe el nombre de IONIZACIÓN ESPECÍFICA; se define esta como el número de pares iónicos que se forman en un material determinado, por centrímetro de trayectoria. Para partículas de la misma masa la Ionización aumenta con la carga. Para partículas de la misma energía, las de mayor masa producen mayor Ionización específica.

4 RADIACIÓN NO IONIZANTE: Las radiaciones no ionizantes son las que, al incidir sobre la materia, no poseen suficiente energía para provocar una ionización. Sin embargo pueden causar otros efectos, básicamente térmicos y fotoquímicos. Se pueden percibir con los sentidos. IONIZANTE:Se llama radiación ionizante a cualquier radiación electromagnética o partícula capaz de producir iones, de manera directa o indirecta, a su paso a través de la materia. No se perciben con los sentidos y es invisible

5 Radiación no Ionizante
Compuesta por ONDAS ELECTRO-MAGNETICAS que son producidas por el sol, y algunos elementos eléctricos y electrónicos. Se encuentra en las actividades que nos permite tener comunicaciones, generar y transportar energía eléctrica y cocinar nuestros alimentos.

6 Radiación no ionizante
Nombre de la onda Fuente que la genera Onda de radio Radios AM y FM, Celulares y Antenas base de celulares. Microondas Hornos de microonda y radares Infrarroja Cuerpos calientes (seres vivos ,estufas, motores, fuego, etc.), láseres y el Sol Visible Fuentes artificiales de luz, algunos láseres Sol Ultravioleta

7 Efectos de la radiación no ionizante
La exposición a la radiación no ionizante por un tiempo prolongado puede producir quemaduras, pero NO modifica la composición interna de los átomos ya que no los ioniza.

8 RADIACIÓN IONIZANTE ES TODA RADIACIÓN ELECTROMAGNÉTICA O CORPUSCULAR CAPAZ DE PRODUCIR IONES DIRECTA O INDIRECTAMENTE, DEBIDO A SU INTERACCIÓN CON LA MATERIA.

9 Clasificación de las radiaciones ionizantes
Según sean fotones o partículas Radiación electromagnética: Fotones de energía suficiente como para ionizar la materia como los rayos ultravioleta, rayos X, gamma y cósmicos de naturaleza electromagnética. Radiación corpuscular: Incluye a las partículas alfa, beta, protones, neutrones .

10 Clasificación de las radiaciones ionizantes
Según la ionización producida: Radiación directamente ionizante: Partículas cargadas que interaccionan de forma directa con los electrones y el núcleo de los átomos de moléculas blanco. Radiación indirectamente ionizante: Partículas no cargadas como los fotones o los neutrones, que al atravesar la materia interaccionan con ella produciendo partículas cargadas siendo estos los que ionizan a otros átomos.

11 Clasificación de las radiaciones ionizantes
Según la fuente de la radiación ionizante: Radiación natural: Proceden del aire, los alimentos, la corteza terrestre y el espacio. Las radiaciones artificiales: Producidas mediante ciertos aparatos inventados por el hombre como los aparatos utilizados en radioterapia o por materiales radiactivos que no existen en la naturaleza pero son sintetizados en reactores nucleares o aceleradores. Ej. los aparatos de rayos X, los aceleradores de partículas, o los materiales obtenidos mediante técnicas nucleares, como ciclotrones, reactores nucleares, etc como el cobalto-60 y otros.

12 Radiación Ionizante Hay dos conceptos fundamentales que caracterizan a las radiaciones ionizantes: SU CAPACIDAD DE IONIZACIÓN es proporcional al nivel de energía, y LA CAPACIDAD DE PENETRACIÓN es inversamente proporcional al tamaño de las partículas. Considerando estos conceptos y relacionándolos con el origen y naturaleza de las radiaciones ionizantes, se pueden clasificar en los siguientes tipos:

13 RADIACIÓN ALFA (a): Partícula pesada integrada por dos protones y dos neutrones (como el núcleo del helio). Es emitida por la desintegración de átomos de elementos pesados (uranio, radio, radón, plutonio...). Presenta un alto poder de ionización y una baja capacidad de penetración. Alcance aproximado en aire 2- 8 cm y en agua . No puede atravesar una hoja de papel, ni la epidermis. Si se introduce en el cuerpo, libera toda su energía hacia las células circundantes, proporcionando una dosis interna IMPORTANTE.

14 RADIACIÓN BETA - (ß-): Emisión de un electrón como consecuencia de la transformación de un neutrón en un protón y un electrón. Para un cálculo analítico, el alcance se puede evaluar según la siguientes expresion empírica para el intervalo de energías máximas 0,8 Mev<Emax<3 Mev, Rmax*r = 5,4*Emax -1,5 [g/cm2] Donde E es la energía máxima del espectro beta o de los electrones en MeV, y Rb el alcance en g/cm2.

15  RADIACIONES BETA + (ß+):
Partícula de masa igual al electrón y de carga positiva. Es el resultado de la transformación de un protón en un neutrón y un positrón. Todas las radiaciones Beta tienen: Un poder de ionización algo inferior a las α. Un mayor poder de penetración. Alcance aproximado en aire 0-10 m y en agua 0- 1mm. Es relevante cuando se introduce en el cuerpo.

16 RADIACIONES GAMMA (g):
Emisión de energía en forma no corpuscular del núcleo del átomo. Presentan un poder de ionización relativamente bajo y una gran capacidad de penetración. Alcance aproximado en aire cm-100 m y en agua mm-10 cm.

17 RAYOS X: Se originan en los orbitales de los átomos. La energía de los rayos X es inferior a la de las radiaciones g. Alcance aproximado en aire mm-10 m y en agua -cm.

18 RADIACIÓN DE NEUTRONES
Es generada durante una reacción nuclear. Tienen mayor capacidad de penetración que los rayos Gamma. Alcance aproximado en aire m y en agua 0- 1 m.

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20 Capacidad de penetración de la Radiación Ionizante
Papel Plástico Plomo Concreto Alfa Beta Rayos X y Gama Neutrones

21 RESUMEN

22 MAGNITUDES RADIOMÉTRICAS Y DOSIMÉTRICAS
MAGNITUDES DE CAMPO FLUJO DE PARTÍCULAS N Es el cociente de dN por dt, donde dN es el incremento del número de partículas en el intervalo de tiempo dt. Unidad: s-1

23 MAGNITUDES DE CAMPO cont.
FLUENCIA DE PARTÍCULAS  Es el cociente dN por da, donde dN es el número de partículas incidentes sobre una esfera cuya sección transversal tiene un área elemental da. Unidad: m-2 Nota: El área da debe ser perpendicular a cada dirección de la radiación; para asegurar esta condición se considera que la radiación incide sobre una esfera de volumen elemental cuya sección transversal es da, la que puede adoptar cualquier orientación. Para una fuente cuya emisión es isotrópica, resulta: Ley de la inversa de los cuadrados

24 MAGNITUDES DE CAMPO cont.
TASA DE FLUENCIA DE PARTÍCULAS  Es el cociente de d por dt, donde d es el incremento de partículas en un intervalo de tiempo dt. Unidad: m-2 .s-1 FLUJO DE ENERGÍA R Es el cociente de dR por dt, donde dR es el incremento de la energía radiante en un tiempo dt. Unidad: J .s-1=W

25 MAGNITUDES DE CAMPO cont.
FLUENCIA DE ENERGÍA,  Es el cociente de dR por da, donde dR es el incremento de la energía radiante incidente sobre una esfera cuya sección transversal tiene un área elemental da Unidad: J .m-2 R = E N Es decir: Y = E F

26 TASA DE FLUENCIA DE ENERGÍA, 
Es el cociente de d por dt, donde d es el incremento de la fluencia de energía en el intervalo de tiempo dt. Unidad: J .m-2.s-1

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28 MAGNITUDES DE INTERACCION
La caracterización de la interacción de la radiación con la materia se expresa mediante coeficientes que son específicos para la radiación (tipo y energía), el material y la forma de la interacción. SECCIÓN EFICAZ,  Es el cociente entre la probabilidad de interacción por blanco y la fluencia de partículas para una sustancia que actúa como blanco frente a un campo de radiación. Unidad: m2 Se utiliza otra unidad llamada barn (b) siendo 1 b = m2.

29 Sección eficaz total para diferentes interacciones
MAGNITUDES DE INTERACCION cont. Sección eficaz total para diferentes interacciones Sección eficaz total: Es la suma de las secciones eficaces para cada una de la j interacciones posibles. Unidad: m2 , barn

30 MAGNITUDES DE INTERACCION cont.
COEFICIENTE DE ATENUACIÓN MÁSICO, Es la fracción de partículas sin carga que experimentan interacciones al atravesar una distancia elemental dl en un material de densidad . Unidad: m2.g-1

31 COEFICIENTE DE TRANSFERENCIA DE ENERGÍA
La interacción de un haz de partículas no cargadas en una lámina de material produce transferencia de energía en los electrones del medio. Estos pierden esta energía mediante colisiones múltiples o dando lugar a radiación de frenado. Consideramos un haz monoenergético de N partículas no cargadas de energía E que inciden sobre un espesor de material DL, la energía Transferida (como energía cinética) a partículas cargadas del medio (electrones) será dEtr . r Radiación de frenado Donde tr es el coeficiente de transferencia de energía, Unidad: m-1 dL

32 COEFICIENTE MÁSICO DE TRANSFERENCIA DE ENERGÍA
El coeficiente másico de transferencia de energía se define como y por tanto verifica que: Unidad: m2.g-1 El coeficiente másico solo tiene sentido para partículas Ionizantes no cargadas (fotones y neutrones). Es una constante para cada tipo de radiación, energía de la misma y tipo de material. Indica la fracción de energía de las partículas incidentes que se transfiere a partículas cargadas en forma de energía cinética por unidad de masa superficial.

33 Recordemos que la fluencia de energía  se definía como:
Por tanto el producto de la fluencia de energía por el coeficiente másico de transferencia de energía nos da la energía transferida por unidad de masa.

34 MAGNITUDES DE INTERACCION cont.
COEFICIENTE DE ABSORCIÓN MÁSICO DE ENERGÍA , Para partículas ionizantes no cargadas, es el producto del coeficiente de transferencia másico de energía por (1-g) siendo g la fracción de la energía de las partículas secundarias que es perdida como radiación de frenado en el material. Unidad: m2.g-1

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36 PODER DE FRENADO MÁSICO
MAGNITUDES DE INTERACCION cont. PODER DE FRENADO MÁSICO Definición: dE es la energía perdida por una partícula cargada al recorrer una longitud dl. S es el poder de frenado lineal. La unidad es J.m2.kg-1 Sin embargo se suele utilizar el eV como unidad de energía

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38 MAGNITUDES DE INTERACCION cont.
Poder de frenado másico El primer sumando es la componente debida a la colisión con electrones: El segundo, la debida a la producción de radiación de frenado: La tercera es la debida a colisiones elásticas (coulombianas) con los núcleos.

39 TRANSFERENCIA LINEAL DE ENERGÍA
MAGNITUDES DE INTERACCION cont. TRANSFERENCIA LINEAL DE ENERGÍA Se denomina abreviadamente LET. Se define: Su unidad es: J.m-1; ó eV.m-1

40 MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS cont. KERMA Y TASA DE KERMA
mtr/r=dEtr/(ENrdl) K = dEtr/dm La unidad: Gy=J.kg-1 Por lo estocástico del proceso de transferencia, el mismo cuerpo sometido al mismo campo de radiación en distintas oportunidades, puede arrojar resultados diferentes de Kerma. Recordemos que la definición del coeficiente másico de transferencia de energía nos permitía escribir para fotones monoenergéticos Por lo tanto:

41 TASA DE KERMA: Si consideramos el Kerma como una función del tiempo podremos definir su derivada respecto al tiempo en un punto P como: La unidad: Gy s-1=J.kg-1s-1

42 ENERGÍA IMPARTIDA  La energía impartida , por la radiación ionizante a la materia contenida en un volumen dado se define como: Donde, åin, es la suma de las energías, excluyendo energías de masas en reposo, de todas las partículas directa o indirectamente ionizantes que hayan entrado al volumen considerado. åou, es la suma de las energías, excluyendo energías de masas en reposo, de todas las partículas directa o indirectamente ionizantes que hayan abandonado el volumen considerado. åQ, es la suma de las energías equivalentes a las masas en reposo generadas o destruidas durante las transformaciones de núcleos y de partículas elementales que hayan ocurrido dentro del volumen considerado.

43 MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS cont.
DOSIS ABSORBIDA dm Donde d es la energía impartida media por la radiación ionizante a una masa dm de materia. Unidad SI: Gray (Gy) 1Gy = 1 Joule/1Kg 1Gy = 100 RAD

44 MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS
EXPOSICIÓN La magnitud exposición x, se define como el cociente dQ/dm donde dQ es el valor absoluto de la carga total de los iones de un signo producidos en aire cuando todos los electrones liberados por fotones, en un volumen elemental de aire cuya masa es dm, son completamente frenados en aire. unidad: C.kg-1 La unidad práctica adoptada originalmente para esta magnitud, posee el nombre especial de roentgen (R), con una equivalencia: 1 R = 2, C.kg-1. En la actualidad, la magnitud exposición dada en unidades de R o C.kg-1, se la reemplaza por la magnitud kerma en aire y su correspondiente unidad, el Gy.

45 Siendo 3876R=C/Kg, tendremos X = D(aire) 3876/33,97 R/Gy Con lo cual
Exposición cont. En condiciones de EE y FD donde K = D(absorbida) en aire, se entiende por exposición a la carga total producida por ionización fotónica por unidad de masa de aire. Considerando que la energía media necesaria para formar un par iónico en aire es de ev, y que la carga de un electrón es de 1, C. resulta entonces que: X=D.q/W (en aire) X=D(aire)*1, /33,97 C/ev O bien X = D(aire)/33,97 C/J Siendo 3876R=C/Kg, tendremos X = D(aire) 3876/33,97 R/Gy Con lo cual X = D(aire) 114,1 R/Gy, o bien D(aire)=X 8, Gy/R

46 TASA DE EXPOSICIÓN Con A en Ci y r en mts. La constante específica Gamma  es característica de cada material, representa el valor de exposición en R/h en aire, que se obtiene de una fuente puntual de 1 Ci de actividad y a 1 metro de distancia. Considerando la forma de cálculo de tasa de dosis ya vista, y su relación con la tasa de exposición en aire, se deduce:

47 Elemento Co60 (men/r)[m2/Kg] G [Rm2/(hCi)] Ir192 E1 Mev 1,332 2,79E-03 1, 0,296 2,87E-03 0,402939 e1 1 0,29 E2 1,173 2,55E-03 0,308 e2 0,3 E3 0,0586 3,00E-03 0,317 e3 0,02 0,81 Au198 E4 0,467 2,95E-03 0,676 0, e4 0,49 0,01 E5 0,604 0,412 e5 0,09 0,96 Cs137 1,087 0,662 0, 0,002 0,85

48 Por ej. a) Calcular la tasa de exposición para una fuente de 1 Ci de Co60 a 0.5 m de distancia, calculando previamente la constante , comparar con el valor de tabla. Datos: E1=1,332 MeV; % 100 E2=1,172 MEV % 100 b) Calcular la tasa de exposición a 2 metros de distancia y verificar la ley de la inversa de los cuadrados de las distancias. Sol:

49 b) Verificación:

50 Tasa de Dosis, D Dosis absorbida por unidad de tiempo Unidad: Gy / hora

51 KERMA Y DOSIS K=y mtr/r Una fracción de las partículas secundarias provenientes de la acción de partículas no cargadas, experimentan frenamiento produciendo breemstrahlung. Con lo cual, el coeficiente de transferencia másico de energía mtr/r, resulta de considerar el total de todas las formas de transmisión de energía, mtr/r = men/r + mfr/r Donde men/r es el coeficiente de absorción másico de energía, y mfr/r el correspondiente a la radiación de frenamiento.

52 CALCULO DEL KERMA PARA RADIACION NEUTRONICA
Si se irradia un elemento de tejido con neutrones de energía prefijada, y se estudia para un cierto tipo de átomos una interacción determinada, se puede calcular el kerma mediante la expresión: Donde: N Es el número de átomos blanco  Es la fluencia de neutrones de energía E Es la sección eficaz de la interacción Etr Es LA energía transferida al elemento de masa m Es la masa del elemento

53 En reacciones que producen partículas cargadas, y cuando el alcance de estas es pequeño podemos suponer que el kerma coincide con la dosis absorbida (condición de equilibrio de las partículas cargadas) (1) donde Fn es el llamado factor kerma que depende del material y de la energía de los neutrones.

54 Cálculo de la dosis equivalente a partir de un dado flujo de neutrones
Mediante el uso de la curva ( tomada del ICRP) que representa el flujo de neutrones requerido para producir una dosis equivalente de 25 mSv/hr, para neutrones de cualquier energía. En términos generales se pueden usar los valores de aproximadamente 2 x l0 5 neutrones rápidos/ m² seg para producir 25 mSv/ hr, y 7 x 10 6 neutrones lentos/m² seg para producir la misma dosis.

55 Como ejemplo, calcularemos la dosis equivalente producida por una fuente de l09 neutrones rápidos/ seg a una distancia de 1 metro. El flujo de neutrones a esta distancia será de: Este flujo es 398 veces el flujo de 2 x lO5n/ m² seg, así que la dosis equivalente será 398 x 25 mSv/ hr = 9.95 mSv/ hr (995 mrem/ hr).

56 2. Conociendo el flujo y la energía mediante el uso de las tablas de los factores de conversión Flujo a Dosis. Energía (MeV) DF(E) (rem/hr)n/=cm2) 2.5E-08 3.67E-06 1.0E-07 1.0E-06 4.46E-06 1.0E-05 4.54E-06 1.0E-04 4.18E-06 1.0E-03 3.76E-06 1.0E-02 3.56E-06 1.0E-01 2.17E-05 5.0E-01 9.26E-05 1.0 1.32E-04 2.5 1.25E-04 5.0 1.56E-04 7.0 1.47E-04 1.0E+01 1.4E+01 2.08E-04 2.0E+01 2.27E-04

57 Con la energía de 1 MeV entro en la tabla y obtengo el Fn
Volviendo al ejercicio anterior Con la energía de 1 MeV entro en la tabla y obtengo el Fn Fn= 1, rem/hr/n/=cm2

58 3. Conociendo el flujo y la energía mediante el uso de las tablas de los factores de conversión Flujo a Dosis de la guía AR 1 (ARN). La dosis será: D = h* . 

59 FUENTES DE FOTONES PUNTUALES ISOTRÓPICAS
Dada una fuente isotrópica de radiación, S, y un detector esférico de una sección dA normal a r, la probabilidad que un fotón que abandone la fuente S intercepte al detector, es el ángulo sólido subtendido por el detector en S, (dA/r2), dividido por el número total de estereorradianes en la esfera (4 )


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