Dosimetría externa: magnitudes operativas y su medición

Dosimetría externa: magnitudes operativas y su medición

(IRPA 11, Madrid 2004)

Traducción Fernando Iturbe H.

Contenido

1. Introducción 2

2. Conceptos de magnitudes para protección radiológica 2

3. Magnitudes limitantes (magnitudes de protección) 3

3.1 Dosis absorbida y dosis equivalente en un órgano o tejido 3

3.2 Factores de ponderación por tipo de radiación 3

3.3 dosis efectiva 4

4. Magnitudes operativas 5 4.1 El concepto de magnitudes operativas 5 4.2 Equivalente de dosis y factor de calidad 5 4.3 Magnitudes operativas para vigilancia radiológica de área 6 4.3.1 El maniquí esfera de ICRU 6 4.3.2 Concepto de campo de radiación expandido y alineado 6 4.3.3 Equivalente de dosis ambiental H*(d) 6 4.3.4 Equivalente de dosis direccional H´(d,Ω) 7 4.4 Magnitudes operativas para vigilancia radiológica individual, Hp(d) 7 5. Resumen de magnitudes y unidades para dosimetría externa 8 6. Procedimientos para calibración 9

7. Técnicas para la vigilancia radiológica 11

7.1 Fotones externos/radiación beta 11

7.2 Radiación de neutrones 12

7.3 Vigilancia radiológica del lugar de trabajo 12

7.4 Desarrollos recientes en métodos y técnicas para vigilancia radiológica 12

7.5 Perspectivas 13

8. Bibliografía 15

El desarrollo de conceptos dosimétricos y la definición de magnitudes específicas para su uso en protección radiológica tiene una larga historia. La Comisión Internacional de Unidades de Radiación y medidas (ICRU) y la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP), son las organizaciones clave en este campo. En 1991 en su publicación 60 [1], la ICRP publicó sus más recientes recomendaciones generales para protección radiológica. Esas recomendaciones incluyen conceptos básicos y guías para la protección radiológica, un concepto para las magnitudes de protección y límites para la exposición ocupacional y pública. A continuación se describirán este concepto de magnitudes de protección radiológica y las magnitudes operativas introducidas por ICRU para la vigilancia de la exposición externa. En 2003, la Publicación 92 [2] de ICRP sobre “Efectividad biológica relativa (RBE), factor de calidad (Q) y factor de ponderación por tipo de radiación (wR)”, apareció como

resultado de una reconsideración de los valores para los factores de ponderación por tipo de radiación. Los valores de wR nuevamente propuestos se muestran para compararlos con los

datos de ICRP 60, pero no se usarán en el texto.

Los coeficientes de conversión para radiación constituida por fotones, neutrones y electrones, acordados internacionalmente, son una base necesaria para la implantación práctica de las magnitudes operativas. Adicionalmente, la Organización Internacional de Estándares (ISO) y la Comisión Electrotécnica Internacional (IEC), han publicado normas respecto de los procedimientos para calibración de instrumentos de medición, así como respecto de los campos de radiación usados para ese fin.

Para la vigilancia radiológica individual de la radiación externa están surgiendo nuevas técnicas. Los sistemas dosimétricos electrónicos, activos y pasivos están ofreciendo soluciones novedosas para la dosimetría y el manejo de datos, incluyendo dosímetros de lectura directa y la aplicación de modernas redes de datos.

2. Conceptos de magnitudes para protección radiológica

Las comisiones internacionales ICRP e ICRU han desarrollado una jerarquía de magnitudes para las aplicaciones de la protección radiológica, que pueden ser descritas por magnitudes

dosimétricas limitantes primarias (denominadas “magnitudes de protección”), considerando las propiedades del cuerpo humano y las magnitudes dosimétricas

operativas para la vigilancia de la exposición externa.

La idea básica de una magnitud limitante primaria es relacionar el “riesgo” de exposición a la radiación ionizante (exposición debida a fuentes de radiación internas y externas), con una sola magnitud (dosis) que tome en cuenta al ser humano como receptor, la diferente sensibilidad a la radiación de los diversos órganos y tejidos, así como los distintos tipos de radiación ionizante. Sin embargo, en la definición de esas magnitudes no se consideraron otros parámetros importantes, como por ejemplo la influencia de la dosis y de la rapidez de dosis o el sexo y la edad de la persona expuesta, sobre la respuesta biológica al riesgo de exposición. Esos efectos se toman en cuenta, en cierta medida, por las distintas limitaciones a la exposición.

Las magnitudes operativas son magnitudes dosimétricas definidas para ser usadas en las mediciones de la exposición externa con fines de protección radiológica (vigilancia radiológica individual o de área). Esas magnitudes deberían proporcionar una estimación o un límite superior para el valor de las magnitudes dosimétricas limitantes para una persona expuesta o potencialmente expuesta y emplearse frecuentemente en lugar de las magnitudes incluidas en las prácticas regulatorias. Las magnitudes operativas son necesarias para la vigilancia de las exposiciones externas debido a que las magnitudes dosimétricas limitantes generalmente no se pueden medir.

Ambas magnitudes, las de protección y las operativas pueden estar relacionadas con “magnitudes físicas básicas”, como las que se especifican en la Publicación ICRU 33 [3], que se usan generalmente en metrología de radiaciones y particularmente en dosimetría de la radiación, las cuales se han definido sin considerar ningún aspecto específico de la protección radiológica. Las magnitudes físicas básicas son magnitudes cuyas unidades se obtienen directamente a través de patrones primarios en los laboratorios nacionales para estandarización, por ejemplo el kerma en aire para fotones, la afluencia de partículas para neutrones y la dosis absorbida para radiación beta.

La mayoría de las magnitudes de protección mencionadas, no son directamente mensurables o a sus valores no se puede aplicar una trazabilidad directa hasta los patrones primarios. Por esta razón es muy importante el conocimiento de relaciones numéricas entre las magnitudes primarias básicas y las magnitudes dosimétricas, es una condición muy importante para la implantación práctica del sistema completo de magnitudes para protección radiológica.

En consecuencia, es vital que se disponga de un conjunto acordado de datos aceptados por las autoridades nacionales e internacionales, de manera que se evite esa confusión. Después de la Publicación 60 de la ICRP, se evaluaron y publicaron los coeficientes de conversión para la radiación de fotones, neutrones y electrones, en la Publicación 74 de la ICRP [4] en 1996.

3. Magnitudes limitantes (magnitudes de protección)

3.1 Dosis absorbida y dosis equivalente en un órgano o tejido

La dosis absorbida en un órgano o tejido, DT, es la dosis absorbida promediada sobre el

volumen de un órgano o tejido T (más que en un punto). Mientras la dosis absorbida en un punto es, generalmente, la magnitud dosimétrica fundamental, en protección radiológica la dosis promedio en un órgano se vuelve la magnitud dosimétrica básica correlacionada con el riesgo por radiación. Este concepto, en consecuencia, está obviamente basado en la relación lineal dosis-efecto y en la propiedad aditiva de las dosis para la evaluación del riesgo como una aproximación adecuada en la región de bajas dosis. De otra forma, promediar las dosis y sumarlas por largos períodos no sería un procedimiento aceptable.

La dosis equivalente en un órgano o tejido está definida por: HT = Σ wR DT,R

DT,R es la dosis promedio en el órgano o tejido T debida a la radiación del tipo R que incide

en el cuerpo humano y wR son los factores de ponderación que caracterizan la efectividad

biológica relativa de la radiación específica R respecto a fotones. La sumatoria considera todos los tipos de radiación involucrados.

3.2 Factores de ponderación por tipo de radiación

Para radiación externa, los valores de los factores de ponderación por tipo de radiación están determinados únicamente por los parámetros del campo de radiación (por el tipo de radiación que incide en el cuerpo y su distribución de energías). Esto significa que wR es un valor

promediado para todo el cuerpo, que representa la efectividad biológica relativa media para todos los tejidos del cuerpo. Debido a que el valor de wR es el mismo para todos los órganos

y tejidos del cuerpo humano, este procedimiento obviamente ignora cualquier variación local en la calidad de la radiación, que pudiera resultar de la generación de radiación secundaria de diferentes tipos en el cuerpo. Este efecto es importante, principalmente, en el caso de neutrones incidentes pues los fotones secundarios contribuyen significativamente a la dosis absorbida en varios órganos.

Los valores de wR para los distintos tipos de radiación se especifican en el ICRP 60 y más

recientemente, en el ICRP 92 (ver tabla 1). Para fotones, electrones y muones de todas las energías se establece un valor de 1 con la excepción de los electrones Auger emitidos por núclidos ligados al ADN, pero esto no es importante en el caso de irradiación externa. Los factores de ponderación por tipo de radiación para neutrones dependen de la energía del neutrón. Los diferentes valores de wR para neutrones se dan mediante una función

escalonada (ICRP 60) o continua (ICRP 92, ver figura 1). En la práctica, la mayoría de los campos de neutrones están formados por neutrones con una amplia distribución de energías. El uso de una función continua para los valores de wR para la estimación de la dosis efectiva

es más apropiado, por tanto se recomienda enfáticamente aplicar la función continua para evitar ambigüedades.

Tabla 1: Factores de ponderación por tipo de radiación, wR, para diferentes tipos de

radiación.

Factor de ponderación por radiación wR

Radiación ICRP 60 ICRP 92 Electrones 1), muones 1 1 Fotones 1 1 Neutrones: En < 10 MeV 5 En = 10 keV a 100 keV 10 En > 100 keV a 2 MeV 20 En > 2 MeV a 20 MeV 10 En > 20 MeV 5 Función wR propuesta mostrada en la Fig. 1 Protones (incidentes)

Partículas α, frag. de fisión, iones pesados 5 20

2 20

1)

Los coeficientes de conversión para neutrones publicados en ICRP 74 [4] están basados en una función continua aproximada ICRP 601. ¡Esta función aproximada no debe confundirse con la función recientemente propuesta en la publicación 92!

3.3 Dosis Efectiva

La dosis efectiva, E, es la suma ponderada de las dosis equivalentes en los órganos:

E = ∑ wTHT con ∑ wT = 1

––––––––––––––––––––––––––––––––– 1

Como una aproximación a la función escalonada la ICRP ha especificado, en la publicación 60, una función continua: wR = 5+17 exp(-[ln(2 En)]2 /6) con En = energía del neutrón en MeV

WT son los factores de ponderación por tejido que caracterizan la sensibilidad relativa de los

diferentes tejidos respecto a inducción de cáncer y mortalidad. Se han especificado doce órganos y tejidos con valores individuales de wT y se ha definido un tejido adicional “restante”

(con un factor de ponderación de 5 %), para el cual la dosis se da como el promedio de diez de los órganos y tejidos especificados.

La ICRP también ha definido la dosis efectiva colectiva, S, como el producto de la dosis promedio de un grupo expuesto por el número de individuos que forman el grupo [1].

Convención actual (ICRP60) y convención propuesta 25 factor de 20 convención actual escalonada ponderación 15 propuesta por tipo de 10 radiación 5 0 10-3 10-2 10-1 1 10 102 103 energía del neutrón [MeV]

Figura 1: Factores de ponderación por radiación wR. Convención actual escalonada (ICRP

4. Magnitudes operativas

4.1 Concepto de magnitudes operativas

El concepto básico de las magnitudes operativas se describe en las publicaciones ICRU 39 y 43 [5, 6]. Las definiciones actuales se dan en la publicación ICRU 51 [7]. La radiación incidente en un cuerpo humano se caracteriza como radiación penetrante o radiación poco penetrante, dependiendo de la relación de la dosis en piel respecto de la dosis efectiva. La radiación se considera poco penetrante cuando la dosis equivalente recibida en la piel (dosis recibida a una profundidad de 0.07 mm), en el caso de incidencia normal de un haz amplio de radiación, es mayor a diez veces la dosis efectiva, de otra manera se considera que es penetrante. Las radiaciones poco penetrantes son las partículas alfa, las partículas beta con energías menores a 2 MeV y los fotones con energía inferior a alrededor de 12 keV. Los neutrones siempre son radiación penetrante.

Debido a las diferentes tareas para la vigilancia radiológica con fines de protección – la vigilancia de área, para controlar la radiación en lugares de trabajo y la definición de áreas controladas, o la vigilancia radiológica individual, para el control y la limitación de las exposiciones de los individuos – se definieron diferentes magnitudes operativas. Mientras la mayoría de las mediciones con un monitor de área se realizan en aire libre, un dosímetro individual usualmente se porta al frente del cuerpo. Como consecuencia, el campo de radiación que “percibe” un monitor de área, libre en aire, difiere del “percibido” por un dosímetro individual colocado sobre el cuerpo, donde el campo de radiación es fuertemente afectado por la retro-dispersión y la absorción de la radiación ocurridas en el cuerpo. Las magnitudes operativas consideran este efecto.

4.2 Equivalente de dosis y factor de calidad

La magnitud equivalente de dosis, H, ha sido definida por H = D Q

D es la dosis absorbida en el punto de interés y Q es el factor de calidad que pondera la efectividad biológica relativa de la radiación. Q se define como una función de la transferencia lineal de energía, L, de una partícula cargada, en agua. El equivalente de dosis está restringido a la definición de las magnitudes operativas para protección radiológica y el factor de calidad Q(L), está dado por la siguiente ecuación:

Q(L) = 1 para L< 10 keV/µm = 0.32 L - 2.2 para 10 ≤ L ≤ 100 keV/µm

_

El factor de calidad Q en un punto de tejido está dado por: ∞

Q = (1/D)

∫

0

DLes la distribución de D en L en el punto de interés. Esta función es la más importante para

neutrones porque en este caso, se producen en el tejido varios tipos de partículas cargadas secundarias.

4.3 Magnitudes operativas para vigilancia de área

4.3.1 El maniquí esférico de ICRU

Para todos los tipos de radiación las magnitudes operativas para vigilancia radiológica de área están definidas sobre la base del maniquí esfera de ICRU. Es una esfera de material equivalente a tejido (diámetro: 30 cm, densidad: 1 g cm-3, composición másica: 76.2 % oxígeno, 11.1 % carbono, 10.1 % hidrógeno y 2.6 % nitrógeno). Se aproxima adecuadamente al cuerpo humano respecto a la dispersión y atenuación de los campos de radiación considerados.

4.3.2 Concepto de campo de radiación expandido y alineado

Las magnitudes operativas para vigilancia de área, definidas en la esfera de ICRU, deberían retener su carácter de magnitud puntual y la propiedad aditiva. Esto se logra introduciendo los términos campo de radiación expandido y alineado en la definición de esas magnitudes:

Un campo de radiación expandido es un campo de radiación en el que la afluencia espectral y angular tienen los mismos valores, en todos los puntos de un volumen suficientemente grande, que los valores del campo real en el punto de interés. La expansión del campo de radiación asegura que la esfera completa de ICRU se considere expuesta a un campo de radiación homogéneo con la misma afluencia, distribución de energía y distribución direccional, que las del punto de interés P del campo real de radiación. Si toda la radiación está (se considera) alineada en el campo de radiación expandido, de manera que su dirección sea opuesta a un radio vector especificado para la esfera de ICRU, se obtiene un campo de radiación alineado y expandido. En este campo ficticio de radiación, la esfera de ICRU es homogéneamente irradiada desde una dirección, y la afluencia del campo es la integral de la afluencia angular diferencial en el punto P del campo real de radiación, sobre todas las direcciones. En el campo de radiación expandido y alineado, el valor del equivalente de dosis en cualquier punto de la esfera de ICRU, es independiente de la distribución direccional de la radiación del campo real de radiación.

4.3.3 Equivalente de dosis ambiental, H*(d)

Para la vigilancia radiológica de áreas con radiación penetrante, la magnitud operativa es el equivalente de dosis ambiental, H*(d), con d = 10 mm. El equivalente de dosis ambiental, H*(d), en un punto de interés dentro del campo real de radiación, es el equivalente de dosis que sería producido por el campo de radiación expandido y alineado correspondiente, en la esfera de ICRU a una profundidad d, en el radio vector opuesto a la dirección de incidencia

de la radiación. Para la radiación penetrante d =10 mm y H*(d) se escribe H*(10). Como resultado de la alineación y expansión imaginarias del campo de radiación, las contribuciones de la radiación desde todas las direcciones se suman. El valor de H*(10) es en consecuencia independiente de la distribución direccional de la radiación en el campo real. Esto significa que la lectura de un dosímetro de área para la medición de H*(10) debe ser independiente de la distribución direccional de la radiación – un detector ideal debería tener una respuesta isotrópica a la afluencia. H*(10) debería dar una estimación conservadora de la dosis efectiva que recibiría una persona cuando estuviera en ese punto. Esto ocurre siempre para fotones de menos de 10 MeV, en contraste con las magnitudes en aire libre usadas anteriormente kerma en aire y exposición, las cuales no son conservadoras en el caso de fotones en el intervalo de energía cercano a 80 keV. Para los neutrones la situación es diferente. H*(10) no es conservadora con respecto a E bajo condiciones de irradiación AP, en el intervalo de energía de 1 eV hasta cerca de 50 keV. Sin embargo, en los campos reales de neutrones, con una amplia distribución de energías, este intervalo de energía en la mayoría de los casos es de poca importancia y en la práctica H*(10) permanece conservadora con respecto a E.

4.3.4 Equivalente de dosis direccional, H’(d,Ω)

Para vigilancia de área con radiación poco penetrante, la magnitud operativa es el equivalente de dosis direccional H’(d,Ω) con d = 0.07 mm o, en casos raros, d = 3 mm. El equivalente de dosis direccional, H’(d,Ω), en un punto de interés del campo real de radiación, es el equivalente de dosis que sería producido por el campo de radiación expandido correspondiente, en la esfera de ICRU a una profundidad d, en un radio con dirección definida Ω.

Para radiación poco penetrante d es igual a 0.07 mm y H’(d,Ω) se escribe H’(0.07,Ω). En caso de vigilancia de la dosis al cristalino del ojo puede elegirse H’(3,Ω) con d = 3 mm. Para radiación de incidencia unidireccional la magnitud puede escribirse H’(0.07,α), siendo alfa el ángulo entre la dirección Ω y la dirección opuesta a la incidencia de la radiación.

En la práctica, H’(0.07,Ω) se usa casi exclusivamente en vigilancia de área para radiación poco penetrante, aún cuando la irradiación del cristalino no pueda descartarse. El valor del equivalente de dosis direccional puede depender significativamente de la dirección Ω, esto es de cómo esté orientada la esfera de ICRU en el campo de radiación expandido. Lo mismo es válido en el caso de instrumentos para la medición de radiación poco penetrante – por ejemplo radiación de partículas beta o alfa, la lectura de los cuales puede depender fuertemente de la orientación en el espacio. Sin embargo, en la práctica de la protección radiológica, lo importante es siempre el valor máximo de H’(0.07,Ω) en el punto de interés. El cual usualmente se obtiene girando el medidor de rapidez de dosis durante la medición hasta obtener la máxima lectura.

4.4 Magnitudes operativas para vigilancia radiológica individual, Hp(d)

La vigilancia radiológica individual se realiza comúnmente con dosímetros colocados sobre el cuerpo y la magnitud operativa definida para esta aplicación, considera esta situación. Para la vigilancia radiológica individual la magnitud operativa es el equivalente de dosis personal, Hp(d). El equivalente de dosis personal Hp(d), es el equivalente de dosis en tejido ICRU a una

profundidad d en un cuerpo humano debajo de la posición donde se usa el dosímetro individual. Para la vigilancia de la dosis en piel se recomienda d = 0.07 mm y para la vigilancia de la dosis efectiva d = 10 mm. En los casos raros de vigilancia de la dosis en cristalino puede ser apropiada una profundidad d = 3 mm. Las magnitudes operativas para la vigilancia individual cumplen varios criterios. Esos criterios están igualmente definidos para todos los tipos de radiación, son aditivos con respecto a varias direcciones de incidencia, toman en cuenta la retro-dispersión debida al cuerpo y pueden medirse aproximadamente con un dosímetro colocado sobre el cuerpo. Las magnitudes de equivalente de dosis personal,

Hp(10) y Hp(0.07), están definidas en la persona, en el campo de radiación realmente

existente y son medidas directamente sobre la persona.

Sin embargo otros requisitos que las magnitudes deben satisfacer, pueden cumplirse solamente con especificaciones adicionales. Obviamente, la persona afecta al campo de radiación por la dispersión y atenuación que produce a la radiación. Ya que Hp(10) y Hp(0.07)

están definidos en el cuerpo de cada persona considerada, sus valores varían de una persona a otra y también dependen del lugar del cuerpo donde se usa el dosímetro. En un campo de radiación no isotrópico el valor del equivalente de dosis personal también depende de la orientación de la persona en ese campo.

Una magnitud operativa para vigilancia radiológica individual, debería permitir evaluar la dosis efectiva o proporcionar una estimación conservadora de ella, bajo casi todas las condiciones de irradiación. Obviamente esto no siempre es posible. Por ejemplo, si un dosímetro se usa al frente del cuerpo y la radiación incide por la espalda, dicha condición no puede cumplirse, debido a que la mayoría de la radiación sería absorbida en el cuerpo y no podría llegar al frente, donde está el dosímetro. En este caso, aún si el dosímetro midiera correctamente Hp(10), este valor no sería una estimación conservadora de la dosis efectiva,

E. En consecuencia, esto impone un requisito adicional para la dosimetría individual, que el dosímetro personal debe ubicarse en una posición que sea representativa de la exposición corporal. Sin embargo, para una posición del dosímetro al frente del tronco, la magnitud Hp(10), en la mayoría de los casos proporciona una estimación conservadora de E, aún en

los casos de incidencia lateral o isotrópica de la radiación sobre el cuerpo. Un requisito adicional para una magnitud operativa es que permita que el dosímetro sea calibrado en condiciones de referencia respecto de esa magnitud. El equivalente de dosis personal está definido en el cuerpo humano individual y es obvio que los dosímetros personales no pueden calibrarse en el frente de un cuerpo humano real. Para el procedimiento de calibración, el cuerpo humano debe sustituirse por un maniquí apropiado.

La ISO ha definido tres maniquíes estándar para este propósito, y la definición de Hp(10) y

Hp(0.07) se amplía para definir las posiciones y las dosis, no solamente en el cuerpo humano

sino también en tres maniquíes de tejido ICRU, un maniquí para el tronco (un bloque de 30 cm x 30 cm x 15 cm), un maniquí para la muñeca (un cilindro con 73 mm de diámetro y 300 mm de longitud) y un maniquí para el dedo (un cilindro de 19 mm de diámetro y 300 mm de longitud). En los campos de referencia usados para la calibración, los valores de las magnitudes en esos maniquíes se definen como los valores verdaderos de las magnitudes Hp correspondientes.

La interrogante de si H*(10) y Hp(10), pueden usarse como magnitudes operativas en

vuelo o en el espacio, o cerca de aceleradores de alta energía. Esto necesita investigarse más y discutirse todavía más sobre la base de los coeficientes de conversión calculados.

5. Resumen de magnitudes y unidades para dosimetría externa

5.1 Magnitudes físicas básicas

Magnitud Unidad Aplicación

Kerma en aire, Ka Gray (Gy) Magnitud de referencia trazable para fotones

Afluencia de partículas, Φ cm-2 Magnitud de referencia trazable para neutrones Dosis absorbida, D Gray (Gy) Magnitud de referencia trazable para electrones

Magnitudes físicas

Afluencia de partículas, Φ Kerma, K

Dosis absorbida, D

Calculadas usando Q(L) y Calculadas usando

un solo maniquí (esfera o wR, wT y maniquíes

bloque) validadas por antropomorfos

mediciones y cálculos

Magnitudes operativas Magnitudes de protección

Equiv. de dosis ambiental H*(d) Dosis absorbida en un órgano, D Equiv. de dosis direccional H’(d,Ω) Equiv. de dosis en un órgano, HT

Eqiv. de dosis personal, Hp(d) Comparadas Dosis efectiva, E

por medición y cálculos (usando wR, wT

maniquíes antropomorfos)

Figura 2: Relaciones entre las magnitudes físicas básicas, las magnitudes operativas y las

magnitudes de protección [8].

5.2 Magnitudes operativas

Magnitud Unidad Aplicación

Equivalente de dosis personal, Hp(d) Sievert Vigilancia radiológica individual

Equivalente de dosis ambiental, H*(d) Sv Vigilancia de área para rad. penetrante Equiv. de dosis direccional, H’(d,Ω) Sv Vig. de área para rad. poco penetrante

5.3 Magnitudes de protección o magnitudes limitantes primarias

Magnitud Unidad Aplicación

Dosis absorbida en un órgano, DT Sv Limitación de dosis

Dosis equivalente en un órgano, HT Sv Limitación de dosis

Dosis efectiva, E Sv Limitación de dosis

Dosis efectiva colectiva, S Sievert hombre Optimización

Los coeficientes de conversión que relacionan los valores numéricos de esas magnitudes están publicados en ICRP 74 [4], ver Anexo.

6. Procedimientos para calibración

6.1 Calibración de monitores de área

La calibración de monitores de área en términos de H*(d) y, raramente, H’(d,Ω) se realiza en aire libre. La magnitud operativa relevante se obtiene determinando la magnitud física básica apropiada

– Kerma en aire para fotones

– Afluencia de partículas para neutrones – Dosis absorbida para electrones

y aplicando los coeficientes de conversión correspondientes (ver Anexo).

6.2 Calibración de dosímetros personales [8]

La calibración de dosímetros personales se realiza con los dosímetros montados sobre un maniquí apropiado. La ISO ha definido tres maniquíes (ver Fig. 3) para las calibraciones, correspondientes a las posiciones en las que se usa el dosímetro (en el tronco, en el brazo o en un dedo). Sus formas son las mismas que las de los maniquíes equivalentes a tejido empleados por ICRU para el cálculo de los coeficientes de conversión. La magnitud a medir para la vigilancia radiológica individual es el equivalente de dosis personal Hp(10) o Hp(0.07),

respectivamente, en el cuerpo de la persona que usa el dosímetro. Para la calibración de dosímetros personales que se usan en el tronco, el valor considerado verdadero de la magnitud está dado por el equivalente de dosis en un maniquí ICRU-equivalente a tejido, con forma de bloque, a la profundidad especificada por la magnitud.

Para determinar el valor de Hp(d) en el punto de prueba, es necesario primero determinar la magnitud física básica apropiada

– Kerma en aire para fotones

– Afluencia de partículas para neutrones – Dosis absorbida para electrones

y entonces se usa el coeficiente de conversión correspondiente (ver Anexo), para calcular el equivalente de dosis personal. Las calibraciones de dosímetros personales, así como las

mediciones para determinar su respuesta en función de la energía y dirección de la radiación incidente, deben hacerse con el maniquí ISO de agua [9], un paralelepípedo (30 cm x 30 cm x 15 cm), con paredes de PMMA (acrílico) lleno con agua. La pared frontal debe ser de 2.5 mm y las otras paredes de 10 mm de espesor. Cuando se usa este maniquí, no se aplican correcciones por posibles diferencias en la retro-dispersión entre este maniquí y el maniquí similar de ICRU equivalente a tejido, usado para definir el valor considerado verdadero de la magnitud. El dosímetro personal se fija en la cara frontal del maniquí de manera que la dirección de referencia del dosímetro coincida con la normal a la cara frontal del maniquí. El punto de referencia del dosímetro se coloca en el punto de prueba. Cuando se realizan estudios angulares, el dosímetro, junto con el maniquí, se gira alrededor de un eje que pasa por el punto de referencia. Si se irradian simultáneamente varios dosímetros, deben fijarse en la cara frontal del maniquí, colocados en un patrón circular alrededor del centro de dicha cara, de manera que ningún elemento sensible de un dosímetro quede fuera de un círculo de 15 cm de diámetro. Para dosímetros que se usen como anillo, debe emplearse el maniquí ISO de barra. Este maniquí es un cilindro de PMMA de 19 mm de diámetro y 300 mm de longitud. Para dosímetros que se ponen en la muñeca o el tobillo, debe usarse la columna ISO. Es un cilindro hueco con paredes de PMMA lleno con agua, diámetro exterior de 73 mm y longitud de 300 mm. Las paredes del cilindro son de 2.5 mm y las tapas de los extremos de 10 mm de espesor [9, 10, 11]. Si se van a irradiar varios dosímetros al mismo tiempo, deben fijarse a esos maniquíes de manera que permanezcan dentro de una banda de 15 cm de longitud, centrada respecto del eje longitudinal del maniquí. Los dosímetros para extremidades se usan para medir dosis en piel y por tanto deben calibrarse en esos maniquíes en términos de Hp(0.07). • • • • (a) (b) (c)

Figura 3: Maniquíes a usar para la calibración de dosímetros: (a) bloque ISO, (b) Columna

7. Técnicas para la vigilancia radiológica

7.1 Irradiación externa con fotones o con betas

Existen tres técnicas principales para la dosimetría externa de fotones y/o betas: – Película fotográfica

– Termoluminiscencia (TLD)

– Luminiscencia ópticamente estimulada (OSL)

Hasta hace treinta años, la película fotográfica fue casi la única técnica empleada. Desde entonces ha habido una tendencia continua hacia la TLD. Más recientemente se ha dado un corrimiento hacia la OSL en los Estados Unidos [12] y en Japón 13].

En menor escala se usan los dosímetros radio foto luminiscentes (RPL), (principalmente en Alemania y Japón), los tipo pluma con cámara de ionización y los relativamente recientes dosímetros electrónicos (ver sección 7.4).

Para dosimetría de extremidades se usa TLD casi en todos los casos.

Los sistemas modernos generalmente satisfacen los requisitos técnicos para la vigilancia radiológica individual, con excepción de la radiación beta de baja energía, para la cual pocos sistemas son completamente satisfactorios [14].

7.2 Neutrones

Para la dosimetría de neutrones se usan dos técnicas principales:

– Medidas TLD diferenciales para neutrones térmicos, ej. Dosímetros albedo 6LiF/7LiF – Técnicas de trazas con ataque químico, ej. CR-39 para neutrones rápidos y con convertidor para neutrones térmicos

Hasta hace poco se usa ampliamente la película NTA (emulsión tipo A para trazas nucleares) como detector de neutrones, pero su producción aún no se ha garantizado, urgen algunos servicios para sustituir sus sistemas.

En más pequeña escala se usan detectores de burbujas.

La vigilancia radiológica individual para neutrones actualmente es todavía un reto. La dependencia energética de la respuesta, la sensibilidad y el intervalo dinámico son factores limitantes para la mayoría de los sistemas disponibles [14]. Esas deficiencias pueden atenuarse un poco por el hecho de que los valores de las dosis por neutrones son

comúnmente bastante bajos. Las excepciones podrían ser los accidentes por criticidad, que han recuperado la atención después del accidente en Tokaymura de 1999.

7.3 Vigilancia radiológica del área de trabajo

La vigilancia radiológica del área de trabajo incluye medición de radiactividad sobre superficies y en el aire, así como el análisis de campos de radiación. Esos métodos normalmente complementan la vigilancia radiológica individual. En algunos casos, la dosis no se mide individualmente sino que se determina a partir de datos derivados de la vigilancia del área de trabajo. La aplicación más prominente de este método es la evaluación de dosis para tripulaciones de aviones. A la fecha, las condiciones de irradiación en altitudes de crucero son bastante bien conocidas [15] y las determinaciones de dosis pueden realizarse por cálculo de la rapidez de dosis en función de la altitud, la latitud y longitud geomagnéticas y la fase del ciclo solar, combinadas con perfiles de vuelo y turnos del personal. Esos cálculos están apoyados o validados por mediciones [16, 17].

Para un gran número de personas ocupacionálmente expuestas a materiales radiactivos naturales (NORM), no se aplica la vigilancia radiológica individual y la dosis ocupacional puede estimarse solamente con base en datos de la vigilancia radiológica del área de trabajo.

7.4 Desarrollos recientes en métodos y técnicas para la vigilancia radiológica

Un programa de vigilancia radiológica incluye muchos más propósitos que sólo la evaluación de dosis. En consecuencia, los métodos siempre han sido optimizados para ofrecer información adicional a la dosis. Un argumento sólido para usar dosímetros de película o los OSL, fue su capacidad para dar información sobre las condiciones de irradiación (estimación de la energía de los fotones, ángulo de irradiación, movimiento durante la irradiación, etc.). Los desarrollos recientes con los dosímetros electrónicos agregan opciones completamente nuevas [18, 19, 20]. Lo más sorprendente, es que los valores de dosis pueden estar disponibles inmediatamente después de la irradiación. Con los modernos sistemas de tecnología integrada (IT), esta información es inmediatamente accesible para todas las personas involucradas, lo cual permite tomar acciones oportunas para situaciones específicas reales y el registro de dosis puede atribuirse a un trabajo hecho en un tiempo y lugar determinados (la llamada “dosimetría laboral”). En las industrias nucleares esos “dosímetros operativos” se han usado en paralelo con los dosímetros pasivos oficiales por mucho tiempo. Actualmente, la tecnología moderna permite el uso de sistemas electrónicos como dosímetros legales, evitando la molesta necesidad de usar dos tipos diferentes de dosímetros para el mismo tipo de radiación. En el Reino Unido y en Suiza los dosímetros electrónicos legales han sido aprobados para uso rutinario [21, 22].

Los siguientes sistemas para vigilancia radiológica individual, consistentes en detectores para fotones y betas por almacenamiento directo de iones (DIS-1) y detectores CR-39 para neutrones, han sido propuestos recientemente para uso en centros de aceleradores de alta energía, tales como PSI y CERN [23]:

– A cada trabajador, que posiblemente entre a una zona de radiación, se le suministra un dosímetro personal pasivo combinado para la medición de Hp(10) y Hp(0.07) para

– Se distribuye en el sitio un número suficiente de estaciones de lectura local (p. ej. 40 en el CERN), para los dosímetros fotón/beta. Esas estaciones muestran la dosis acumulada localmente y a través de la red local (LAN), todas las lecturas se registran automáticamente en una base de datos central del servicio de dosimetría.

– A todos los trabajadores se les pide que lean sus dosímetros periódicamente, por ej. al final de cada mes, en cualquier estación cercana. Además los trabajadores tienen la

libertad de leer sus dosímetros tan frecuentemente como lo deseen.

– Para la dosimetría laboral se puede pedir a un grupo específico de trabajadores, que lean sus dosímetros cada vez que ellos entren o salgan de un área determinada. – Los dosímetros permanecen con el trabajador hasta por un año. Cada mes se cambia

aproximadamente un 10 % de todos los dosímetros. Si la dosis debida a fotones es mayor a 2 mSv por mes, el dosímetro se cambia inmediatamente.

– Cuando el dosímetro regresa al servicio de dosimetría, se le quitan los detectores para neutrones a fin de proceder a su lectura. A los dosímetros beta/gamma se les hace un control de calidad, se les borra la dosis, en el porta-dosímetro se carga un nuevo detector para neutrones y queda listo para usarse otra vez.

– La dosis por neutrones se registra en el año de lectura del dosímetro para neutrones, si no existe condición excepcional que indique otra cosa.

Los dosímetron electrónicos para neutrones han ido incrementando su participación en el mercado. La mayoría de los diseños tienen desventajas por su muy limitada dependencia energética y su baja sensibilidad, por su construcción voluminosa y alto costo. Los nuevos desarrollos son más promisorios y en un futuro cercano, podría disponerse de una razonable selección de sistemas comerciales [24].

Para la dosimetría de tripulaciones aéreas, se han desarrollado y probado paquetes completos de programas de cómputo tales como “CARI”, “Sievert” o “EPCARD [17]. El cálculo de dosis está basado en la simulación de la incidencia de rayos cósmicos galácticos y de la producción de partículas secundarias en cascada. Algunas versiones también incluyen correcciones derivadas de datos experimentales. Los datos de entrada son: Perfil de vuelo (niveles de altitud y su duración), actividad solar y trayectoria de vuelo (aproximación del círculo máximo).

La salida normal es la dosis efectiva E, pero “EPCARD” también proporciona resultados en términos de equivalente de dosis ambiental H*(10), y de las contribuciones de componentes de alta y baja LET.

7.5. Perspectivas

Dosimetría para radiación fotónica: Este es el grueso de las actividades dosimétricas, el

atractivo para las empresas comerciales para dominar y controlar el mercado. Esos grandes servicios tienen la ventaja de aplicar métodos bien desarrollados y estandarizados, así como bajo costo para el consumidor. Por otra parte, como una consecuencia de la concentración comercial de servicios, la capacidad local en dosimetría de la radiación puede disminuir y la flexibilidad para resolver problemas locales específicos puede volverse limitada. También puede dificultarse a la autoridad nacional, la verificación de la calidad de los servicios foráneos que funcionan en su región de responsabilidad y recibir la realimentación requerida conforme a la legislación nacional.

Las técnicas empleadas para dosimetría de fotones tienen un elevado potencial para un cambio significativo en un futuro inmediato. El uso de dispositivos pasivos o dispositivos electrónicos activos como dosímetros legales, en combinación con las correspondientes redes de tecnología integrada y los programas de cómputo, pueden cambiar la práctica de la vigilancia radiológica individual. Pero los requisitos para los dosímetros electrónicos legales tendrán que ser especificados más adelante, por ej. separar las funciones de la vigilancia del área de trabajo (como la indicación de la rapidez de dosis ambiental de la magnitud H*(10)), de las mediciones de Hp(d).

Dosimetría para radiación beta: La principal aplicación se da en dosimetría de

extremidades. Aún se necesitan nuevos diseños para detectores más cómodos y con menor dependencia energética. Todavía no se tienen dispositivos activos, pero podrían despertar algún interés.

Dosimetría para radiación de neutrones: Todos los sistemas pasivos disponibles tienen

algunas limitaciones y no se espera una mejora inmediata. Algunos adelantos adicionales en los materiales para detectores, junto con convertidores más sofisticados y mejores procedimientos de evaluación podrían remediar las restricciones existentes. Están surgiendo en el mercado dosímetros electrónicos para neutrones. Su uso puede complementar a los sistemas pasivos en varias aplicaciones, pero probablemente no los sustituyan.

Vigilancia radiológica del lugar de trabajo / dosimetría para tripulaciones aéreas: La

vigilancia radiológica de las áreas laborales para evaluación de dosis puede, cada vez en mayor medida, incluir mediciones del radón y su descendencia. Tales proyectos podrían requerir un inicio inmediato para empezar la expansión de los servicios necesarios.

Las actividades principales que requiere la dosimetría para tripulantes de aeronaves, están en el nivel formal, para decidir respecto de los procedimientos y los programas de cómputo que se van a usar. Son necesarias muchas mediciones para la verificación de los datos calculados por computadora.

Los desarrollos recientes y las opciones futuras anunciadas para los sistemas de vigilancia radiológica ocupacional permiten la lectura electrónica directa de los dosímetros legales. Como consecuencia, las redes y bases de datos pueden convertirse en un aspecto cada vez más importante para el registro de dosis, los informes respectivos y el mantenimiento de archivos. Con la movilidad creciente de trabajadores, la importancia de la centralización de los registros de dosis se hace cada vez mayor. Para simplificar el intercambio internacional de datos de los trabajadores, sería muy útil un formato estandarizado (un pasaporte de radiación).

El concepto ICRP/ICRU de magnitudes y unidades, es una base adecuada para la dosimetría externa y se recomienda ampliamente su implantación rigurosa en las legislaciones nacionales, en las regulaciones y en los procedimientos de trabajo.

8. Referencias

1. ICRP, recomendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 60, Annals of ICRP 21 (1-3)(1991)

2. ICRP, Relative Biological Effectiveness (RBE), Quality Factor (Q), and Radiation Weighting Factor (wR). ICRP Publication 92, Annals of ICRP 33 (4) (2003)

3. ICRU. Radiation Quantities and Units. ICRU Report 33 (ICRU: Washington) (1980) 4. ICRP. Conversion Coefficients for Use in Radological Protection against External

Radiation. ICRP Publication 74, Annals of ICRP 26 (3-4) (1996)

5. ICRU. Determination of Dose Equivalents Resulting from External Radiation Sources. ICRU Report 39 (ICRU Publications: Bethesda) (1985)

6. ICRU. Measurement of Dose Equivalents from External Radiation Sources, Part 2. ICRU Report 43 (ICRU Publications: Bethesda) (1988)

7. ICRU. Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry. ICRU Report 51 (ICRU Publications: Bethesda) (1993)

8. IAEA Safety Report Series No. 16: Calibration of radiation Protection Monitoring Instruments, 2000

9. ISO 4037. X and gamma reference radiations for calibrating dosemeters and dose rate

meters and for determining their response as a function of photon energy. ISO 4037-1 (1996) - Pat 1: Radiation characteristics and radiation methods.

ISO 4037-2 (1997) Part 2: Dosimetry for radiation protection over the energy range 8

keV to 1.3 MeV and 4 MeV to 9 MeV.

ISO 4037-3 (1999) Part 3: Calibration of area and personal dosemeters and the measurement of their response as a function of beta-radiation energy and angle of incidence. International Organization for Standardization, Geneva, Switzerland.

10. ISO 6980 (1996). Reference beta radiations for calibraiting dosemeters and dose rate meters and for determining their response as a function of beta radiation energy.

ISO/CD 6980-2 (2000). Beta particle reference radiations - Part 2: Calibration fundamentals related to the basic quantities characterizing the radiation field. ISO 6980-3 (1998) - Part 3: Calibration of area and personal dosemeters and the determination of their response as a function of beta-radiation energy and angle of incidence. International Organization for Standardization, Geneva, Switzerland.

11. Alberts, W.G., Böhm, J., Kramer, H.M., Iles, W.J., McDonald, J.,Schwartz, R.B. and Thompson, I.M.G., International Standardization of Reference Radiations and Calibration Procedures for Radiation Protection Instruments. Proc. German-Swiss Radiation Protection Association Meeting, May 24-26, 1994, Karlsruhe, Germany, (1994)

12. Landauer Inc., 2001 Annual Report.

13. Norimichi, J. Personal comunication, 2002.

14. European Radiation Dosimetry Group (EURADOS). Harmonisation and Dosimetric Quality Assurance in Individual Monitoring for External Radiation. Radiat. Prot. Dosim. Vol. 89 Nos 1-2, 2000.

15. Roesler S., et al., Monte Carlo Calculation of the Radiation Field at Aircraft Altitudes. Radiat. Prot. Dosim. Vol. 98, No. 4, pp. 367-388 (2002).

16. Bartlett D., Investigation of Radiation Doses at Aircraft Altitudes during a Complete Solar Cycle. NRPB,UK.

17. Saez J., Monitoring of the Cosmic Radiation at Iberia Commercial Flights: One Year Experience of Inflight Measurements. CIEMAT, Madrid.

18. Wernli C. And Butterweck G., Recent Developments on Electronic Dosemeters. V Regional Congress on Radiation Protection and Safety, Recife, Brazil, 2001.

19. Bolz M. and Pécossais P. La première solution complète pour une dosimètrie personnelle active: une technique d’avant-garde conçue pour l’utilisateur. Radioprotection Vol. 37 No. 2, 2002.

20. Wahl W., Wie wird, wie soll die Personendosimetrie der Zukunft aussehen? Wünsche und Forderungen aus der Praxis. StrahlenschutzPRAXIS, Heft 2/2002.

21. Weeks A.; Farrel P.; Pottinger M.; Devine I. The use and operational experience of the Siemens electronic personal dosemeter by BNFL Magnox Generation. Proceedings of IRPA 10, Hiroshima 2000.

22. Boschung M., Feichtner A., Wernli C., A legally approved personal dosemeter for photon and beta radiation based on direct ion storage. Rad. Prot. Dosim. Vol. 101, Nos. 1-4, pp 271-274 (2002).

23. Wernli C., Boschung M., A Novel Concept and Technique for Individual monitoring for photon, beta and Neutron radiation, IRPA 11, 2004.

24. Luszik- Bhadra M., Elektronische Personendosimeter: Stand der Technik und neue Entwicklungen. StahlenschutzPRAXIS, Heft 2/2002.

Anexo: Coeficientes de conversión para fotones, neutrones y betas

Fotones (ISO 4037-3, basado en ICRP 74)

Coeficiente de conversión (Sv/Gy) Maniquí bloque Maniquí

columna Maniquí barra Calidad de la radiación Energía promedio (keV) H’(0.07) Ka H*(10) Ka Hp(0.07) Ka Hp(10) Ka Hp(0.07) Ka Hp(0.07) Ka N-10 8 0.91 0.91 0.91 0.91 N-15 12 0.96 0.96 (0.06) 0.96 0.95 N-20 16 1.00 0.98 (0.27) 0.99 0.98 N-25 20 1.03 (0.52) 1.03 (0.55) 1.02 1.00 N-30 24 1.10 (0.80) 1.10 0.79 1.08 1.03 N-40 33 1.25 1.18 1.27 1.17 1.20 1.07 N-60 48 1.48 1.59 1.55 1.65 1.33 1.11 N-80 65 1.60 1.73 1.72 1.88 1.39 1.15 N-100 83 1.60 1.71 1.72 1.88 1.38 1.17 N-120 100 1.55 1.64 1.67 1.81 1.35 1.17 N-150 118 1.50 1.58 1.61 1.73 1.32 1.17 N-200 164 1.39 1.46 1.49 1.57 1.27 1.16 N-250 208 1.34 1.39 1.42 1.48 1.24 1.15 N-300 250 1.31 1.35 1.38 1.42 1.22 1.14 Cs-137 662 1.20 (1.21) 1.21 (1.12) Co-60 1250 1.16 (1.15) 1.15

Neutrones (ISO 8529-3, basado en ICRP 74)

Radionúclido fuente Coeficiente de conversión (pSv cm-2)

H*(10)/Φ Hp(10)/Φ, Maniquí bloque 252 Cf+15 cm D2O 105 110 252 Cf 385 400 241 Am-Be 391 411

Betas (estándar secundario preparado, basado en ICRP 74)

Fuente beta Coeficiente de conversión (Sv/Gy) H’(0.07)/D 90 Sr-90Y 1.24 204 Tl 1.20 85 Kr 1.16 147 Pm 0.23