PUESTA EN MARCHA DE UN SISTEMA DE DOSIMETRÍA PERSONAL BASADO EN LA LUMINISCENCIA ESTIMULADA ÓPTICAMENTE

(OSL)

C. Prieto 1, E. Vano 1,2, J.M. Fernández 1,2, D. Martínez 1, J.M. Ordiales 1

1Servicio de Física Médica. Hospital Clínico San Carlos. 28040 Madrid. España. 2 Departamento de Radiología. Facultada de Medicina. Universidad Complutense. 28040

Madrid. España. Correo electrónico para correspondencia: cprieto.hcsc@salud.madrid.org

OBJETIVOS

Describir los controles llevados a cabo para la puesta en marcha de un sistema de dosimetría personal basado en la luminiscencia estimulada ópticamente.

INTRODUCCIÓN

La luminiscencia estimulada ópticamente (optically stimulated luminescence – OSL) es la luminiscencia que emite un aislante o semiconductor irradiado durante la exposición a la luz. La intensidad de dicha luminiscencia es una función de la dosis de radiación absorbida y, por tanto, puede utilizarse como método de dosimetría de la radiación. OSL en el campo de la dosimetría se ha utilizado en dosimetría personal, dosimetría ambiental, dosimetría a pacientes y dosimetría retrospectiva, principalmente para datación, utilizando OSL de minerales naturales, y dosimetría en caso de accidente (utilizando materiales del entorno como ladrillos o porcelana) (1).

MATERIALES En el último trimestre de 2005 se procedió a la puesta en marcha y a la realización de medidas preliminares de un equipo de dosimetría OSL InLightTM de Landauer (www.landauerinc.com) diseñado para dosimetría personal(2). Los dosímetros están compuestos de óxido de aluminio dopado con carbono (Al2O3:C) que presenta una alta sensibilidad para dosimetría, una respuesta lineal con la dosis en varios órdenes de magnitud y los procesos de lectura suponen una pérdida de señal muy baja.

Figura 1: Radiografía de un dosímetro en la que se pueden ver los distintos filtros de la carcasa (ver tabla 1). Cada dosímetro contiene 4 detectores cubiertos con filtros según la siguiente tabla: Tabla 1: Espesores de filtro utilizados en el dosímetro (mg/cm2) Ventana

abierta Plástico Aluminio Cobre

Anterior 29 275 375 545 Posterior 134 283 383 553 En la figura 1 se muestra una radiografía de la carcasa con los filtros y de los 4 detectores.

Para las medidas se han realizado exposiciones en un equipo convencional de rayos X, situando en cada una de ellas una cámara de ionización Radcal modelo 2026c (www.radcal.com)

intercomparada con un equipo calibrado, junto con un dosímetro OSL sobre láminas de Polimetil Metacrilato (PMMA) en una geometría reproducible (Figura 2).

Figura 2: Cámara de ionización junto con dosímetro OSL sobre PMMA en una de las exposiciones realizadas durante las medidas para la puesta en marcha del sistema. Se han analizado parámetros como el tiempo necesario de borrado, variación de la respuesta entre dosímetros, variación de respuesta con la energía y con la dosis, linealidad con la dosis y pérdida de señal en lecturas consecutivas.

RESULTADOS La variación de la respuesta con la energía es muy pequeña. En el rango de rayos X de 40 a 60 kV esta variación ha sido de aproximadamente un 4%. En este rango se encontrarán previsiblemente gran mayor parte de los fotones de radiación dispersa que podría recibir el portador del dosímetro en instalaciones de radiodiagnóstico. Entre 60 y 120 kV se observa una disminución de la respuesta de hasta un 16%.

La desviación típica de las lecturas obtenidas al irradiar los dosímetros OSL en idénticas condiciones fue de un 6%. La desviación típica en la respuesta para dosis mayores de 500 µGy fue del 2%, observándose variaciones respecto al valor medido con un cámara de ionización de hasta un 14% para dosis menores de 500 µGy en las medidas realizadas. Se observa una respuesta lineal con la dosis en el rango estudiado (de 0 a 6 mGy) con un coeficiente de correlación mejor que 0,99 para distintas energías del haz con el que fueron irradiados los dosímetros (véase figura 3). La pérdida de señal durante el proceso de lectura fue de aproximadamente un 0.7%, lo que permite repetir las lecturas si es necesario con un pequeño error. La pérdida de señal de los dosímetros irradiados fue de

aproximadamente un 5% mensual para dosis acumuladas de 1 mGy. El tiempo necesario de borrado con una luz intensa es función de la dosis acumulada en el

dosímetro. En nuestro caso se ha utilizado un tiempo de borrado de 60 horas utilizando para el borrado la luz de un negatoscopio convencional, tiempo que hemos visto que es suficiente para borrar la señal de dosis acumuladas de hasta unos 5 mGy.

Linealidad con la dosis para distintas energías

y = 9,8405x + 121,47R2 = 0,9978

0

10000

20000

30000

40000

50000

60000

70000

0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 7000

dosis Radcal (m icroGy)

Cue

ntas

(OSL

)

Figura 3: Linealidad entre la respuesta de la cámara de ionización y la lectura de los dosímetros OSL. Para cubrir un amplio rango de dosis no todas las medidas se han realizado con la misma calidad de haz, dado que se habría excedido la capacidad del tubo de rayos X utilizado.

Figura 4: Dosímetros durante el proceso de borrado sobre un negatoscopio convencional.

CONCLUSIONES La ventaja más importante del sistema de dosimetría personal OSL es que el proceso de lectura es casi inmediato con el sistema portátil evaluado, sin necesidad de complejos procesos de calentamiento ni de envío a un centro de lectura. No se han encontrado fuentes de error importantes en el proceso de lectura y los primeros resultados en el uso de este tipo de dosímetros nos han permitido su utilización para procedimientos intervencionistas guiados por fluoroscopia donde las dosis ocupacionales pueden ser significativas

y la corrección de prácticas incorrectas se debe hacer lo antes posible.

BIBLIOGRAFÍA 1. Bøtter-Jensen, L, McKeever, S W S, Wintle, A, 2003.

Optically stimulated luminescence dosimetry. Elsevier Science B.V., Amsterdam.

2. Perks CA, Le Roy G, Prugnaud B. Introduction of the InLight monitoring service. Radiat Prot Dosimetry. 2007 Mar 26; [Epub ahead of print] PMID: 17387125

APLICACIÓN INFORMÁTICA DE P.R. OPERACIONAL C. Castell, V. Vallejo y J. Carrera

Central Nuclear Vandellós II

Introducción al Permiso de Trabajo con Radiaciones. El Permiso de Trabajo con Radiaciones (PTR), tal y como se define en los Manuales de Protección Radiológica de las CCNNEE, “es un documento donde se recoge la información básica del trabajo a realizar y de sus condiciones radiológicas así como los requisitos de protección”. Esta definición, más o menos afortunada, expresa la necesidad de conocer el trabajo y los riesgos asociados para poder asignar las protecciones; ese debería ser el objeto principal del PTR. Sin embargo, en la práctica se tiende a pensar que el PTR es un mero trámite administrativo por el cual “se permite trabajar”, dando más importancia al trámite del documento en sí mismo que a la ayuda que dicho documento debe prestar tanto a los trabajadores como a los profesionales de la Protección Radiológica. Si observamos el documento WANO SOER-01-01 “Unplanned Radiation Exposures”, donde se recopilan una serie de sucesos de exposiciones no planificadas ocurridos en los principales reactores del mundo en el periodo 97-99, así como el documento complementario WANO SER-4-01 “Continued Problems With Unplanned External Radiation Exposures”, podemos ver que muchas de las causas asociadas a estos incidentes están relacionadas con la utilización de Permisos de Trabajo con Radiaciones inadecuados bien por deficiencias en los Programas de Protección Radiológica, bien por variaciones imprevistas y no registradas de las condiciones radiológicas del trabajo ó bien por indiferencia (negligencia) sobre los controles radiológicos o instrucciones indicadas en el PTR. Algunos de los incidentes se produjeron en plantas americanas porque el responsable del trabajo dio más importancia al trámite administrativo del documento (“disponer del permiso”) que a la importancia de transmitir las instrucciones del PTR a cada uno de los trabajadores participantes en el trabajo. El PTR lleva implícito el conocimiento de los riesgos asociados al trabajo por parte de los trabajadores y comprender el significado de cada una de las instrucciones indicadas. En este ejemplo, tampoco la labor de Protección Radiológica fue llevada a cabo de manera satisfactoria. Conocemos el caso, también, de una Central centroeuropea que tramitaba sus PTR´s utilizando mapas radiológicos con más de 6 meses de

antigüedad y que el personal de Protección Radiológica no verificaba en campo si las condiciones radiológicas seguían siendo válidas. Se debe tener en cuenta que, un PTR, es un documento vivo que requiere la revisión periódica en campo del personal de PR ante condiciones radiológicas cambiantes o antes situaciones no previstas en el momento de su apertura. Es decir, no solo es importante la emisión de un PTR sino también la verificación de que este es adecuado y utilizado por los trabajadores de manera correcta. Importante es, así mismo, la “especificidad” de un PTR para un determinado trabajo en tanto en cuanto los riesgos radiológicos están asociados a múltiples factores. En ocasiones, los trabajadores pueden pensar que un PTR puede ser válido para varios trabajos similares o que se realizan en zonas próximas sin tener en cuenta que las condiciones radiológicas han podido cambiar. Un suceso de sobreexposición tuvo lugar en una Central India cuando dos trabajadores que habían realizado un trabajo en la zona norte de transferencia de combustible, para el que disponían de PTR, se adelantaron a realizar un trabajo similar en la zona sur de transferencia de combustible, mientras su supervisor preparaba el PTR, suponiendo que solo se trataba de un trámite administrativo; las condiciones radiológicas existentes en la zona sur supusieron una superación de los límites anuales para ambos trabajadores. Es claro pues que más importante que el puro trámite administrativo más o menos burocrático por el que se realiza un PTR, la importancia del mismo reside en establecer el proceso para la comunicación (formal y documentada) a los trabajadores de las condiciones radiológicas en que se va a realizar el trabajo (es decir, riesgos asociados al trabajo), de los controles y revisiones que debe realizar PR (verificación de niveles radiológicos cambiantes) y de las medidas de protección, dosis permitidas e instrucciones de protección que debe seguir el trabajador. Por tanto, cuanto mayor sea el conocimiento que se tiene de las condiciones radiológicas del trabajo mejor será la calidad con que se realiza un PTR. Según WANO GL-2004-01 “Guidelines for Radiological Protection at NPP”, el PTR no es un proceso aislado sino que debe formar parte del

proceso general de gestión de trabajos, es decir, debe llevar asociado lo siguiente: • Procedimientos de trabajo y otros registros que complementan el PTR (Programación, OT´s etc.) y clara descripción del tipo y lugar del trabajo. • Experiencia Operativa en la realización del trabajo (JIT y lecciones aprendidas), Prejob briefing y post-job debrief. • Estado Radiológico actualizado (Radiación en área, puntos calientes y zonas de baja tasa. Actualización de vigilancias y de cambios significativos). • Estimación de dosis colectiva y método de reducción si aplica. • Protecciones, acondicionamiento de áreas, tratamiento de residuos, etc. (Instrucciones específicas). • Señalización y precauciones (barreras). • Determinación del grado de vigilancia de P.R. (incluso teledosimetría). • Los trabajadores deben de entender y asumir el significado de toda la información que se le proporciona. Esto es coherente con lo que se exige en los Manuales de Protección Radiológica de las CCNNEE y en los que se establece dos tipos de PTR según los trabajos a realizar. Estos son los PTR´s prolongados y los PTR´s específicos. El PTR prolongado solo se debe utilizar para aquellos trabajos que se realizan de forma rutinaria y en los lugares (de bajo riesgo) en los que las condiciones radiológicas permanecen estables y conocidas. Para el resto de trabajos, en función del riesgo, se va a requerir un PTR específico a dichos riesgos. El tipo de PTR y su evaluación asociada más o menos dificultosa va a depender, por tanto, del tipo de trabajo a realizar, la zona en que se desarrolla y los riesgos específicos asociados. En Vandellós II, los criterios por los cuales se determina la necesidad de abrir un PTR y el ámbito de aplicación de los mismos son por la zona (Figura 1) o por riesgo (Figura 2) En Operación Normal la apertura de un PTR, el conocimiento previo de las condiciones radiológicas de la zona de trabajo, la evaluación de las dosis previstas, la asignación de medios de protección y el seguimiento posterior durante la ejecución del trabajo puede ser un proceso relativamente sencillo y fácil de ejecutar con lo que la probabilidad de ocurrencia de incidentes o de situaciones imprevistas con o sin consecuencias suele ser baja.

Figura 1.

Figura 2.

Sin embargo, en una parada por recarga en que el volumen de trabajos con riesgo específico que se realizan es altísimo y además en espacios cortos de tiempo, en detrimento de una buena planificación, la probabilidad de incidencias aumenta ostensiblemente y el proceso global se complica. Todo este proceso global requiere grandes esfuerzos de coordinación entre todas aquellas secciones de Protección Radiológica que son requeridas para una correcta evaluación de los riesgos y de las protecciones, es decir, personal que realiza las medidas radiológicas, personal que gestiona la dosimetría operacional, personal de acondicionamiento de áreas etc, porque toda esta información será necesaria para realizar la apertura de un PTR y la transmisión de la información al trabajador. La elaboración de los PTR´s de Recarga por parte del personal situado en el Acceso a la Zona Controlada Habitual requiere:

• Un conocimiento casi “on-line” de las condiciones radiológicas en las que se va a realizar el trabajo. • Un conocimiento “on-line” de los créditos de dosis permitidos para cada trabajador que va a participar en el trabajo. • Una evaluación exhaustiva y a la vez rápida de los riesgos asociados al trabajo. • Un conocimiento actualizado del estado de la planta en cada momento, así como información complementaria sobre zonas de paso, otros trabajos que se puedan estar realizando y que puedan interferir, etc. • Realización y explicación a los trabajadores de los PTR´s rápida (2-3 minutos) para evitar acumulación de trabajadores.

Aplicación informática de PR Operacional. Para conseguir esto se ha implantado en las Centrales de Ascó y Vandellós II una aplicación informática pensada y diseñada por personal de P.R y llevada a término por personal informático inmerso en el entorno de Protección Radiológica y atendiendo a necesidades reales y sometida a revisiones casi en tiempo real. Esta aplicación se ha proyectado para disponer de la información radiológica necesaria, de los créditos de dosis de los Trabajadores Expuestos y de todos los matices necesarios para poder informar de los riesgos asociados a un trabajo y poder asignar las protecciones. En un primer apartado de la aplicación, se diseña la periodicidad para la realización de vigilancias radiológicas, consiguiendo así valorar todos los recintos de la Central en función de su peligrosidad, posibilidad de cambios, frecuencia de acceso de trabajadores y de cambios operativos de la planta. La aplicación facilita al Monitor de P.R. la vigilancia a realizar con los últimos datos recopilados en el recinto, en formato papel o en una PDA. Cualquiera de las dos opciones, dispone de herramientas para introducir los datos al sistema con suma facilidad. Estas vigilancias así como todas aquellas que se realizan por otros motivos (apertura de sistemas, trabajos que puedan alterar las condiciones radiológicas, seguimiento de maniobras de equipos o materiales radiactivos, etc.) configuran el Mapa Radiológico de la Instalación. Cada recinto en función de sus condiciones, tiene asociada una señalización radiológica y un vestuario de protección. Estas se comprueban y actualizan si procede, durante las vigilancias. El objetivo es que en todo momento se pueda consultar los niveles radiológicos actualizados, la señalización y el vestuario prescrito para acceder a un

recinto determinado, así como toda la información que pueda ser de interés (croquis, fotos, descripciones, etc.). Todas las consultas pueden realizarse en pantalla (tipo página web) o imprimir los apartados que sean precisos. En este momento la aplicación se utiliza en el entorno de P.R., no obstante se implantará un formato de consulta que podrá ser accesible desde cualquier ordenador de la Central, pudiendo facilitar la planificación de trabajos al resto de departamentos de la Organización. Hay una importante base de datos gráfica que facilita la utilización de los datos radiológicos. Cuando en un recinto hay uno o varios puntos calientes, se marcan en un croquis la posición y en las fotos su localización exacta, pudiendo presentar una información adecuada al personal que accederá al recinto (figura 3).

Figura 3.

En la imagen anterior vemos una sección del cubículo con la localización de dos puntos calientes, y los valores de radiación en contacto y a un metro de los mismos, así como el valor de la radiación en área del cubículo. Tanto para la mejor visualización de los datos, como para la mejor comprensión de los mismos, cuando hablamos de señalización radiológica figura la imagen de la señal y su descripción (Figura 4.). De la misma forma cuando vemos la descripción del vestuario prescrito, se utiliza unos dibujos simples y que no dan lugar a duda (Figura 5). Toda esta información puede ser visualizada parcialmente o agrupada por distintos criterios. El caso mas habitual es el de recopilar toda la información de un recinto o cubículo determinado. No obstante las posibilidades desde el punto de vista

de P.R. son muchas más. Debido a que la base de datos es extensa y está muy estructurada, podemos realizar infinitas consultas, como por ejemplo: • De un cubículo determinado, ver la evolución de un valor (área, punto caliente o contaminación) entre dos fechas. En Vandellòs tenemos recopilación de datos desde el 1.993. • Relación de cubículos con una radiación en área superior a un valor. • Relación de cubículos de una elevación, de un edificio o de todos los edificios, con una o unas señalizaciones determinadas. • Relación de los cubículos en los que se utilice un determinado vestuario.

Figura 4.

Cuando se va a realizar un trabajo con riesgo radiológico, la aplicación dentro de su apartado de PTR, agrupa todos los datos necesarios para la realización del Permiso de Trabajo con Radiaciones: • Descripción del trabajo. Lugar, alcance, duración, código de trabajo, dosis colectiva estimada, etc. • Estado radiológico del lugar de trabajo. Niveles, clasificación radiológica, puntos calientes, etc. • Trabajadores que intervienen en la operación. Su categoría de Trabajador Expuesto, su crédito de dosis más restrictivo. • Vestuario de protección a utilizar, bien sea el prescrito por acceso al cubículo o más restrictivo por el trabajo a realizar y las condiciones esperadas. • Instrucciones específicas para el trabajo que van desde el tiempo máximo de permanencia a qué realizar con los residuos generados. • Dosimetría adicional, tipo de seguimiento por parte de P.R. (puntual, periódico o presencial) y el personal responsable completan toda la información del PTR.

Figura 5.

Una vez abierto el PTR, el trabajador queda vinculado a ese trabajo y mientras no se saque temporal o definitivamente, toda la dosis queda asociada a este PTR y Código de Trabajo. Un trabajador puede estar vinculado a varios PTR,s pero solo puede estar de alta en uno. Esto nos permite asegurar que toda la dosis se asocia a su trabajo y nos da agilidad para poder cambiar a un trabajador rápidamente de trabajo. Una vez emitido el PTR y en función del tipo de seguimiento establecido (puntual, periódico o presencial), el Monitor de P.R. en planta controla si se utilizan las protecciones prescritas y verifica qué tipos de alteración de los niveles radiológicos se producen como consecuencia del trabajo o de otras variables del entorno. Siguiendo con el concepto de PTR “vivo”, si hay diferentes condiciones radiológicas a las iniciales o a las esperadas se tomarán acciones de inmediato en campo (modificación de las protecciones o interrupción del trabajo hasta nueva planificación) y en la aplicación (actualizando los valores radiológicos y el tipo de señalización y/o vestuario en caso que sea necesario). De esta forma los trabajos que puedan generarse en su zona de influencia, ya tendrán actualizados los nuevos niveles y/o protecciones. En conclusión, la aplicación informática es una excelente herramienta que nos facilita la información radiológica “on-line” que nos permite valorar, nos agiliza la realización del PTR administrativo con todos los datos necesarios, su velocidad de proceso es excelente teniendo en cuenta los datos procesados, se retroalimenta con el propio sistema de trabajo e inspección de los trabajos, y finalmente la consideramos adaptable a nuevas exigencias ya que no es un paquete cerrado. Cada vez que surge una mejora fruto de la experiencia del trabajo en planta, se transmite al personal informático y se plasma en la aplicación.

CUARTA CAMPAÑA DE INTERCOMPARACIÓN ENTRE SERVICIOS DE DOSIMETRÍA PERSONAL EXTERNA

M. Ginjaume 1, A. Brosed 2, M.Roig 1 , A. González 2, X. Ortega 1 A. Martín 3, I. Villanueva 3 y T. Labarta 3

1 Institut de Tècniques Energètiques – Universitat Politècnica de Catalunya. 2 Laboratorio de Metrología de Radiaciones Ionizantes, CIEMAT. 3 Consejo de Seguridad Nuclear.

INTRODUCCIÓN

Durante el año 2006 el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) organizó, en colaboración con los laboratorios de calibración del CIEMAT y del Instituto de Técnicas Energéticas de la Universidad Politécnica de Catalunya (INTE) la cuarta campaña de intercomparación entre Servicios de dosimetría personal externa (SDP) autorizados por el CSN. Estas campañas tienen como objetivo principal la verificación de la calidad de los servicios participantes. En el aspecto regulador, las campañas proporcionan una base objetiva que permite, cuando los resultados así lo aconsejan, requerir acciones correctoras pertinentes. En la campaña de 2006 participaron 21 SDP que utilizaron distintos sistemas dosimétricos todos ellos con detectores termoluminiscentes. La campaña del año 2006 incluyó como novedad respecto a campañas anteriores, comprobar la fiabilidad de los sistemas dosimétricos para la determinación de las dosis producidas por radiación beta y por campos de radiación mixta gamma-rayos X.

MATERIAL Y MÉTODOS Los procedimientos de calibración utilizados por los laboratorios se basan en las recomendaciones internacionales para la calibración de dosímetros personales descritas en la norma ISO 4037-3(1) para radiación fotónica y en la norma ISO 6980-3(2) para radiación beta. Los dosímetros de cada SDP se han irradiado en 6 niveles de dosis equivalente personal, en un rango comprendido entre 0.2 mSv y 5.2 mSv: dos puntos correspondientes a calidades de rayos X, dos para 137Cs, una irradiación mixta rayos X-137Cs y una irradiación beta con 90Sr/90Y. En la Tabla 1 se resumen los puntos de calibración considerados. De acuerdo con las recomendaciones de la norma ISO 4037-3, en general se ha utilizado un maniquí en forma de prisma de dimensiones 300mm·300mm· 150mm, con paredes en polimetíl metacrilato (PMMA), relleno de agua. Los dosímetros se sitúan centrados sobre la

pared frontal de 2.5 mm de espesor. El resto de paredes del maniquí tienen un espesor de 10 mm. En las irradiaciones con 137Cs efectuadas en el laboratorio del CIEMAT se ha utilizado un maniquí sólido de PMMA de las mismas dimensiones (ambos maniquíes son equivalentes para dicha energía). El haz de irradiación incide perpendicularmente sobre la superficie del maniquí. Las magnitudes utilizadas han sido la dosis equivalente personal Hp(10) y Hp(0.07), en un maniquí de tejido ICRU de las mismas dimensiones que el maniquí empleado en la calibración.

Punto de calibración

Calidad de radiación

Energía media (keV)

Rango de dosis equivalente personal

(mSv) 1 N-60 (γ) 48 0.5 (± 30 %) 2 N-150 (γ) 118 2.5 (± 30 %) 3 137Cs (γ) 661 0.21 4 137Cs (γ) 661 4.0 (± 30 %)

5 N-60 + 137Cs

(γ) 48 + (γ) 661

1.0 (± 30 %) 1.0 (± 30 %)

6 90Sr/90Y (βmax Sr) 670 (βmax Y) 2270 0.7 (± 30 %)

Tabla 1: Puntos de calibración seleccionados

Para cada punto de calibración se han irradiado 9 dosímetros por participante.

De modo análogo a la campaña de 2001(3),, el análisis de resultados se ha llevado a cabo de acuerdo con los criterios recomendados en las publicaciones nº 60 y nº75 de ICRP(4,5), a partir del uso de las denominadas “curvas de trompeta” y también según las recomendaciones de la Norma ANSI 13.11(6). Asimismo se ha efectuado una valoración de la evolución temporal de la calidad de los SDP participantes en las tres últimas campañas. El análisis mediante curvas de trompeta, consiste en definir una tolerancia en la estimación de las dosis de un factor 2 para los valores próximos al nivel de

registro (en el caso de España el CSN ha establecido un nivel de registro de 0.10 mSv/mes), y un factor de 1.5 para valores próximos al límite de dosis. Entre ambos niveles de dosis se aplica un factor intermedio que viene definido por las expresiones analíticas denominadas curvas de trompeta(7) . Se establece como tolerancia que un máximo de 10 % de las estimaciones de dosis de cada grupo de dosímetros ensayado, se encuentre fuera de los límites indicados por las curvas. En lo que se refiere a los criterios propuestos por la norma ANSI, se define la desviación relativa de dosis B, como el valor medio de las desviaciones individuales Pj de los dosímetros de un punto de calibración, de manera que se obtiene:

nj v

j jj 1v

(M M ) 1P , B P (1)M n =

−= = ∑

donde: - Mv es el valor convencionalmente verdadero de la

dosis equivalente recibida por el grupo de dosímetros.

- Mj es el valor de las estimaciones individuales realizadas a partir de las lecturas de cada dosímetro del grupo.

B es por tanto un estimador del defecto de ajuste del sistema dosimétrico para el punto de calibración considerado. La repetibilidad del método dosimétrico implantado en un SDP es también un indicador de la fiabilidad del funcionamiento del mismo. Como estimador de la repetibilidad se considera la dispersión entre las medidas individuales de un mismo grupo calculada como la desviación típica S del conjunto Pj , de las desviaciones individuales de la dosis equivalente Mv:

2n

jj 1

(B P )S (2)

n 1=

−=

−

∑

Los límites recomendados por ANSI para la asignación de dosis en el campo de la dosimetría personal no hacen distinción sobre el origen de los componentes (desviación y dispersión). Por ello ANSI recomienda calcular un factor de calidad, Q, definido como una combinación del tipo:

Q B S (3)= + Los resultados de un SDP serán considerados adecuados si se verifica que Q ≤ 0.4. Esta condición se completa con una segunda restricción que limita la desviación de las lecturas, de tal modo que como

máximo un 10% de dosímetros por punto de calibración puede presentar un valor de |Pj|>0.4.

RESULTADOS De acuerdo con los criterios de aceptación de las curvas de trompeta, el 94% de las medidas de radiación fotónica han estado dentro del rango de tolerancia en términos de Hp(10) y Hp(0.07) para todas las calidades de radiación ensayadas. De acuerdo con los criterios de aceptación de la norma ANSI 13.11, el 86% de las estimaciones de Hp(10) y el 78% de las estimaciones de Hp(0.07) han estado por debajo del límite de tolerancia. Los mejores resultados se han obtenido en el campo mixto de radiación fotónica N60-137Cs y las mayores dificultades en la determinación de Hp(0.07) para la calidad N-60 y para el campo de radiación beta. La Tabla 2 resume la distribución de los Servicios de dosimetría personal de acuerdo con los dos criterios de análisis considerados.

Campos Resultado del análisis (*)

Curvas de trompeta

ANSI 13.11

Cumplen en todos los puntos de calibración

19 9

Cumplen en 137Cs pero no en alguna

calidad de RX - 8

Cumplen en las calidades de RX pero no en algún punto del 137Cs

1 3

Fotónicos

No cumple en ningún punto de

calibración 1(**) 1

Beta Cumplen 17 16 (*)En campos mixtos cumplen todos los centros salvo 2 en ANSI (**)Solo cumple en el punto de baja dosis de 137Cs Tabla 2: Número de centros que cumplen los requisitos

de las curvas trompeta y de la norma ANSI 13.11

-1.1

-0.9

-0.7

-0.5

-0.3

-0.1

0.1

0.3

0.5

0.7

0.9

1.1

N-60 Hp(10)

N-60 Hp(0.07)

N-150 Hp(10)

N-150 Hp(0.07)

N-60 + Cs Hp(10)

N-60 + Cs Hp(0.07)

Cs-Nivel 1 Hp(10)

Cs-Nivel 2 Hp(10)

|B| Q B

Centro 3 Centro 22Centro 5 Centro 11 Centro 16Centro 9 Centro 10 Centro 13 Centro 17

-1.1

-0.9

-0.7

-0.5

-0.3

-0.1

0.1

0.3

0.5

0.7

0.9

1.1

N-60 Hp(10)

N-60 Hp(0.07)

N-150 Hp(10)

N-150 Hp(0.07)

N-60 + Cs Hp(10)

N-60 + Cs Hp(0.07)

Cs-Nivel 1 Hp(10)

Cs-Nivel 2 Hp(10)

|B| Q B

Centro 1 Centro 2 Centro 8 Centro 20Centro 4 Centro 6 Centro 19 Centro 21

-1.1

-0.9

-0.7

-0.5

-0.3

-0.1

0.1

0.3

0.5

0.7

0.9

1.1

N-60 Hp(10)

N-60 Hp(0.07)

N-150 Hp(10)

N-150 Hp(0.07)

N-60 + Cs Hp(10)

N-60 + Cs Hp(0.07)

Cs-Nivel 1 Hp(10)

Cs-Nivel 2 Hp(10)

|B| Q B

Centro 12

-1.1

-0.9

-0.7

-0.5

-0.3

-0.1

0.1

0.3

0.5

0.7

0.9

1.1|B| Q B

Centro 7 Centro 14 Centro 15

Para cada centro se presenta el valor de Q para las distintas calidades de radiación fotónica ensayadas ordenadas según se indica en la leyenda de la derecha. El gráfico a) corresponde a nueve centros que cumplen la norma para todas las calidades de radiación fotónica, el gráfico b) corresponde a ocho centros que cumplen la norma para 137Cs pero no para alguna calidad de rayos X, el gráfico c) muestra el resultado de tres centros que cumplen para rayos X pero no para 137Cs y el gráfico d) corresponde a un servicio que incumple los requisitos en todas las calidades de radiación fotónica.

Figura 1: Resumen de los resultados obtenidos por los participantes para radiación

fotónica, clasificados en función del cumplimiento de la norma ANSI 13.11.

a)

b)

c, d)

La figura 1 resume los resultados obtenidos por los 20 servicios participantes para los 5 puntos de calibración correspondientes a la radiación fotónica. Los servicios están clasificados teniendo en cuenta los valores de Q obtenidos. El signo asignado a Q es positivo cuando el valor obtenido sobreestima el valor convencionalmente verdadero y es negativo cuando lo subestima. La figura 2 resume los resultados obtenidos por los 20 servicios participantes para la energía del 90Sr/90Y.

Figura 2: Resumen de los resultados obtenidos por los participantes para radiación beta

Diecinueve centros habían participado en intercomparaciones anteriores, en la Tabla 3 se resume la evolución en sus resultados teniendo en cuenta los criterios de la norma ANSI 13.11.

Tabla 3: Evolución de los resultados de los 19 servicios

que participaron en las campañas anteriores

CONCLUSIONES Los resultados a nivel global se consideran satisfactorios. En particular, puede destacarse una mejoría global respecto a las anteriores campañas. La evaluación de los haces de rayos X de baja energía, fundamentalmente en lo que respecta a la determinación de Hp(0.07) es el área en la que se han observado mayores dificultades. Se ha identificado un servicio que debe llevar a cabo una verificación de su sistema de medida puesto que no cumple con los criterios establecidos para ninguna de las calidades ensayadas. En relación a los haces beta empleados, únicamente dos servicios han tenido dificultades en su evaluación, mientras que en los campos fotónicos mixtos la respuesta ha sido correcta en prácticamente todos los casos.

REFERENCIAS 1. ISO 4037-3. X and gamma reference radiation for

calibrating dosemeters and doserate meters and for determining their response as a function of photon energy. Part 3 : Calibration of area and personal dosemeters and the measurement of their response as a function of energy and angle of incidence. International Organization for Standardization. Ginebra. 1999.

2. ISO 6980-3. “Nuclear energy-Reference beta particle radiation-Part1: Calibration of area and personal dosemeters and the measurement of their response as a function of energy and angle of incidence”. Internacional 3.- Organization for Standardization. Ginebra. 2006.

3. Villanueva I., Muñoz, M.J., Amor, I., Ginjaume, M. Ortega, X., Brosed, A. Resultados de la tercera campaña de intercomparacion de servicios de dosimetria personal autorizados por el CSN. Revista Radioprotección 2002. 32, nº extraordinario.

4. ICRP 60. International Commission on Radiological Protection, 1990 Recommendations of the ICRP. Publication nº 60. 1991.

5. ICRP 75. International Commission on Radiological Protection, General Principles for the Radiation Protection of Workers, Publication 75, Annals of the ICRP 27, 1-3, Pergamon Press. New York. 1997.

6. ANSI/HPS N13.11-2001 American National Standard. Personnel Dosimetry Performance – Criteria for testing 2001.

7. Böhm J., Ambrosi P., Mandatory type tests of solid state dosimetry systems as an appropriate aid to quality assurance in individual monitoring. Radiat. Prot. Dosim. 1990 ; 34: 123-126.

Comparación respecto a campañasanteriores

Nº decentros

Estables.Buenos resultados 6

Estables. Mantiene dificultades paraenergías de RX 5

Mejora en energías de RX 3

Mejora en la energía del Cs137 2

Empeora en energías de RX 2

Empeora en la energía del Cs137 2

Sr Hp(0.07)

-1.1

-0.9

-0.7

-0.5

-0.3

-0.1

0.1

0.3

0.5

0.7

0.9

1.1

2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 19 20 21 22

Centro

|B| Q B

DOSIMETRÍA DE AREA Y ASIGNACIÓN DE DOSIS A TRABAJADORES EXPUESTOS DE CATEGORÍA B EN EL ÁMBITO SANITARIO

M. Alonso 1, F. Carrera 2, J. Gultresa 3, T. Picazo 4, P. Franco 5, M.L. Hernando 5 y M.I. Villanueva5

1 Hospital Universitario Marques de Valdecilla. Santander. 2 Hospital Universitario Juan Ramon Jimenez. Huelva. 3 Centro de Dosimetría S.L. Barcelona. 4 Centro Nacional de Dosimetría.

Valencia. 5 Consejo de Seguridad Nuclear. Madrid.

SUMARIO

De acuerdo con los artículos 29 y 31 del Reglamento sobre Protección Sanitaria contra radiaciones ionizantes las dosis individuales de trabajadores expuestos (TE) clasificados como categoría B se pueden estimar a partir de los resultados de la vigilancia realizada en el ambiente de trabajo, siempre que la sistemática para el uso de dosímetros o instrumentos utilizados y el procedimiento de asignación de dosis asociado esté escrito en un protocolo sujeto a la evaluación e inspección del Consejo de Seguridad Nuclear. En el contexto del Foro sobre Protección Radiológica en el Medio Sanitario, constituido por el Consejo de Seguridad Nuclear, la Sociedad Española de Protección Radiológica y la Sociedad Española de Física médica, se decidió constituir un grupo de trabajo para estudiar la viabilidad de redactar un protocolo genérico para realizar la dosimetría de área a los TE del ámbito sanitario. El estudio realizado comprendió los siguientes aspectos: • Análisis de los sistemas posibles para la

determinación de las dosis • Análisis de riesgos asociados a las diferentes

instalaciones radiactivas sanitarias. • Viabilidad en función de los riesgos para llevar a

cabo una dosimetría de área. • Elaboración de recomendaciones y

procedimientos de trabajo que comprenden aspectos tales como uso del sistema dosimétrico; asignación de dosis; gestión de registros dosimétricos y normas de trabajo.

El resultado de este estudio ha concluido en la elaboración de los documentos siguientes

• Estudio sobre la viabilidad para realizar la vigilancia dosimétrica mediante dosimetría de área, de los trabajadores expuestos clasificados como categoría B, en el ámbito sanitario.

• Protocolo para la vigilancia dosimétrica mediante dosimetría de área de los trabajadores expuestos clasificados como categoría B en el ámbito sanitario.

INTRODUCCIÓN

La justificación de analizar la viabilidad de realizar una dosimetría de área a los TE del medio sanitario se basa en el hecho de que más de 70.000 personas reciben dosis anuales inferiores al valor limite de dosis establecido para TE categoría B tal y como se demuestra a partir de las distribuciones estadísticas de dosis recibidas por los TE elaboradas periódicamente por el CSN y publicadas en los informes de distribución sectorial de dosis para TE. En particular en el año 2005, el porcentaje de trabajadores expuestos del medio sanitario con dosis inferiores a 6mSv es superior al 99%. Es por tanto posible que analizando los riesgos particulares de esos trabajadores un buen número fueran susceptibles de ser controlados mediante dosimetria de área. En el estudio de viabilidad se consideraron los distintos tipos de instalaciones radiactivas del ámbito sanitario y se concluyó que solo parecía viable realizar una dosimetría de área, en instalaciones de radiodiagnóstico, porque los TE están únicamente expuestos a radiación externa, (quedan excluidos los TE que trabajen junto al haz de radiación, por considerarse su puesto habitual como zona controlada requiriendo dosimetría individual). Se planteó la posibilidad de utilización de varios sistemas para la medida de la dosis, eligiéndose el dosímetro de termoluminiscencia (TLD), calibrado

en magnitudes de dosis equivalente personal ya que en la actualidad todos los Servicios de Dosimetría Personal (SDP) autorizados por el CSN están utilizando este sistema. En función del tipo de actividad realizada en las instalaciones de radiodiagnóstico se propusieron dos tipos de dosímetros; dosímetros de puesto de trabajo (DPT) y dosímetros de área fijos (DAF). El uso de los DPT requeriría de un control escrito sobre sus portadores, técnicas realizadas y tiempos de utilización en cada caso. La utilización de DAF, no colocados en zonas representativas, requiere, para la determinación de la dosis de algoritmos de cálculo que tengan en cuenta tiempo, distancia y blindaje. Se realizó una prueba piloto en el Hospital Universitario Marques de Valdecilla de Santander en la que de forma voluntaria participaron varios TE. En un caso se estimó la dosis de los TE que utilizaron un equipo de rayos x portátil mediante un DPT. En el otro caso, se estimó la dosis de los TE de un quirófano de traumatología mediante la utilización de un DAF, el cual fue colocado permanentemente sujeto al arco del equipo. En los dos casos todos los TE llevaban además su dosímetro individual. En el caso del equipo de rayos x portátil los técnicos anotaban las exploraciones realizadas, las técnicas de trabajo y la identificación del operador que usaba en cada caso DPT, comprobándose que la fiabilidad del sistema dependía mucho del sistema de registro. En el caso del arco quirúrgico se comprobó que no había una linealidad entre los tiempos de escopia y las dosis registradas en el dosímetro, así como que la dosis en el arco no era directamente representativa de la dosis de los TE registradas mediante TLD individual El resultado de estos estudios ha concluido que solo es posible elaborar un protocolo genérico para TE que cumplan con las siguientes premisas: - Exposición a campos de radiación homogénea

(tipo de fuentes y energías) - Ausencia de riesgo de contaminación - Que trabajen en zonas vigiladas y provistas de

blindajes estructurales. - Que el procedimiento de asignación de dosis sea

muy simple y no requiera de un registro

pormenorizado de la actividad realizada por cada TE.

Estas hipótesis de trabajo conducen a que el ámbito de aplicación del documento se ciña únicamente a los TE de las instalaciones de radiodiagnóstico en las que existan barreras estructurales interpuestas entre el equipo de rayos x y los TE, de forma que las dosis recibidas por este colectivo de TE con carácter anual no superen 1 mSv.

CONTENIDO DEL PROTOCOLO

El Protocolo elaborado en el seno del Foro sobre PR en el medio sanitario esta constituido por el siguiente índice: - Metodología para efectuar la dosimetría de área

en las instalaciones de radiodiagnóstico - Objeto, alcance y ámbito de aplicación - Metodología de asignación de dosis - Gestión de la dosimetría - Fichas de las instalaciones. A continuación, se detallan algunos de los aspectos más importantes contenidos en cada uno de estos apartados: - Metodología para efectuar la dosimetría de área

en instalaciones de radiodiagnóstico. El control dosimétrico podrá llevarse a cabo con TLD denominados dosímetros de área fijos (DAF). - Ámbito de aplicación del Protocolo. El ámbito de aplicación será el colectivo de TE de categoría B desarrollando actividades en zonas vigiladas con riesgo exclusivo de irradiación externa donde las dosis obtenidas de la lectura de los DAF, colocados estos en zonas representativas de la exposición de los TE, presenten valores <0,10mSv/mes, y la dosis efectiva acumulada anual sea ≤ 1mSv. El proceso de clasificación de los TE y las zonas, identificación de los lugares de colocación de los TE durante las operaciones con equipos de rayos x, y la elección de los puntos de colocación de los DAF, así como la asignación de dosis debe ser realizado por SPR o UTPR que hayan sido expresamente contratadas para realizar la asignación de dosis mediante dosimetría de área. - Metodología de asignación de dosis.

La periodicidad con que se determinará la dosis registrada por los DAF será mensual. Las dosis asignadas a los TE deben registrarse en un historial dosimétrico individual. La asignación de las dosis a los TE y su anotación en el historial dosimétrico del TE será llevada a cabo por el SPR o UTPR. - Gestión de la dosimetría. El SDP será responsable de la lectura, gestión y estimación de dosis obtenida a través de los DAF. El SDP comunicará de forma mensual al CSN cualquier dosis en términos de HP(10) >1mSv/mes obtenida de la lectura de un DAF. El SPR o UTPR realizará el calculo para cada TE de la dosis acumulada anual en términos de HP(10) y HP(0,07) y el calculo de dosis acumulada a 5 años en términos de HP(10). - Fichas de instalaciones. El Protocolo contiene un conjunto de Fichas para cada tipo de instalación donde se incluyen instrucciones para la aplicación práctica del mismo.

CONCLUSIONES

Es posible realizar una dosimetría de área mediante la utilización de TLD a los TE de las instalaciones de radiodiagnóstico que trabajen en zonas vigiladas provistas de barreras estructurales.

Los dosímetros utilizados deben ser proporcionados por los SDP autorizados por el CSN para realizar la gestión de la dosimetría externa de los TE. Para la gestión y asignación de las dosis se debe contar con el apoyo de un Servicio o una Unidad Técnica de protección Radiológica.

REFERENCIAS

1. Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el que se

aprueba el Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes («BOE» número 178).

2. “La dosimetría de los trabajadores expuestos en España durante el año 2005 Estudio sectorial”. Colección Documentos CSN

3. ICRP 30-1978“Limits for Intakes of Radionuclides by Workers”. International Commission on Radiological Protection

4. ICRP 60-1991“1990 Recommendations of the International Comission on Radiological Protection”. International Commission on Radiological Protection

5. ICRP 78- 1997 “Individual Monitoring for Internal Exposures of Workers. Replacement of ICRP Publication 54”. International Commission on Radiological Protection

6.ICRU 51-1993 “Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry”. International Commission on Radiation Units and measurement.

7.Norma ISO 4037-1-1996 “X and gamma reference radiation for calibrating dosemeters and doserate meters and for determining their response as a function of photon energy. Part 1: Radiation characteristics and production methods”

8. Norma ISO 4037-2-1997 “X and gamma reference radiation for calibrating dosemeters and doserate meters and for determining their response as a function of photon energy. Part 2: Dosimetry for radiation protection over the energy ranges 8keV to 1,3MeV and 4MeV to 9MeV”. Part 3: Calibration of area and personal dosemeters and the measurement of their response as a function of energy and angle of incidence”.

9. IAEA RS-G-1.3-1999 “Assessment of occupational exposure due to external sources of radiation” .International Atomic Energy Agency

10. BSS nº 115 International Basic Safety Standards for Protection against Ionising Radiation and for the Safety of Radiation Sources (1996)

11. ICRU 48-1992 “Phantoms and Computational Model in theraphy, diagnosis and protection”. International Commission on Radiation Units and measurement.

INFLUENCIA DE LA INCERTIDUMBRE COMBINADA EN EL LÍMITE DE DETECCIÓN

M. Herranz, R. Idoeta y F. Legarda

Universidad del País Vasco / Euskal Herriko Unibertsitatea.Escuela Técnica Superior de Ingeniería de Bilbao. Alda. Urquijo, s/n, 48013 Bilbao

La comunidad científica está realizando en los últimos años un importante esfuerzo para unificar tanto la terminología como los métodos de cálculo de los límites de decisión que se aplican en el campo de las medidas radiactivas. Las dos grandes líneas estadísticas que se ocupan de este tema, la bayesiana y la laplaciana, han dado origen a dos documentos de gran impacto como son la norma ISO 11929 1 y el MARLAP 2. En el presente trabajo, adoptaremos la terminología de ISO para definir los siguientes límites genéricamente llamados “Límites característicos”:

Umbral de decisión (en ocasiones llamado límite critico) que permite tomar la decisión de si una muestra medida tiene o no contenido radiactivo.

Límite de detección, que indica el menor valor de actividad que puede ser detectado con el procedimiento seguido en su medida.

Para ambos límites las dos aproximaciones estadísticas conducen a formulaciones similares, con diferentes condicionantes y aproximaciones que son de aplicación habitual en los laboratorios de medidas radiactivas. Aunque el resultado de la medida siempre va ser un determinado número de cuentas, lo habitual es proporcionar el resultado de la medida bien en unidades de concentración de actividad (Bq/m3), o en unidades de actividad por unidad de masa (Bq/kg). Lógicamente los límites se reportan en las mismas unidades que la magnitud a reportar. Esto implica que las fórmulas a utilizar se ven “pesadas” por un factor w , calculado a partir de los diferentes factores de paso necesarios para transformar el número de cuentas procedente de un recuento, en actividad o concentración de actividad. Estos factores son: la relación de ramificación, la probabilidad de emisión de partículas por desintegración, el rendimiento de separación radioquímica, la eficiencia de detección,

el factor de autoabsorción y, en su caso, la masa o el volumen de la muestra que se esta analizando. Si consideramos la mayor parte de las determinaciones que se realizan en un laboratorio, excluyendo por ejemplo, las medidas derivadas de otras (determinación del 90Sr en presencia del 89Sr) se obtiene la siguiente expresión general para el límite de detección:

)(1/2

22

2

wuktwkLL

rel

CD ⋅−

⋅+⋅= (1)

(Expresión válida solo si kkk == −− βα 11 ). Siendo k el factor de cobertura que depende del nivel de confianza empleado y que su valor es 1.645 para un nivel de confianza del 95%.

∏=i

iFw /1 , donde iF son los factores de paso.

t y 0t son los tiempos de recuento de la muestra y

el fondo, respectivamente.

0r , es la tasa de recuento de fondo

cL es el límite critico, que en los casos más sencillos de medidas directas, con o sin separación radioquímica, adopta la forma: 0001 trtrwkLC +⋅⋅= −α Evidentemente en el cálculo del límite de detección juega un papel fundamental el término )w(urel

2 , esto es, la incertidumbre estándar combinada resultante del cálculo de las incertidumbres asociadas al proceso de preparación y medida de la muestra, exceptuando el de recuento. Hasta el punto que se puede asumir que el cálculo de los límites de detección consta de dos partes independientes, la evaluación de las

incertidumbres y el cálculo de los límites. Esta evaluación se realizará siguiendo los procedimientos generales que aparecen reflejados en la guía GUM 3. Una aproximación muy extendida al cálculo del límite de detección pasa por considerar 02 =)w(urel , esto es, despreciar las incertidumbres relativas asociadas a los factores de paso. En este caso, se puede observar que la diferencia relativa obtenida en el valor del límite de detección, ∆L, cuando dicho término se incorpora (expresión 1) a cuando se desprecia es justamente el producto )w(uk rel

22 ⋅ . El trabajo aquí presentado consiste, por una parte, en la valoración de este término, ∆L, que nos permitirá valorar el error relativo cometido en el cálculo del límite de detección tal y como se expresa en el párrafo anterior. Por otra parte, consiste en el análisis de la contribución al valor total de la incertidumbre combinada, )w(urel

2 , de las incertidumbres de cada una de las componentes típicas que figuran en w, para condiciones habituales y definidas en un laboratorio de medidas de baja actividad. Ello se realiza a través de tres procedimientos de determinaciones radiactivas en muestras ambientales, elegidos de manera que uno presente un término de eficiencia (beta total por contador proporcional), otro un término de rendimiento de separación radioquímica (plutonio por espectrometría alfa) y un tercero, ambos términos (estroncio por separación y medida en contador proporcional). En este texto se van a aplicar los siguientes símbolos:

=A actividad del patrón de calibración =a concentración de actividad de la muestra, en

Bq/kg o Bq/l. =sr,r,r 0 tasa de recuento de la muestra, el blanco y

el patrón de calibración, respectivamente. =st,t,t 0 tiempo de recuento de la muestra, el blanco

y el patrón de calibración, respectivamente. =ε eficiencia de recuento =R rendimiento de la separación radioquímica

=εR rendimiento total del análisis =V,m masa / volumen de la muestra

)(xurel es la incertidumbre relativa asociada a la magnitud x.

Finalmente, )C(u srel es la incertidumbre relativa asociada al recuento de la fuente patrón o trazador. MEDIDA DIRECTA: BETA TOTAL POR CONTADOR PROPORCIONAL En esta determinación, y considerando la existencia de un cross-talk alfa en beta, χ , la expresión que nos proporciona la concentración de actividad es:

[ ] w)rr(rra ⋅−−−= ααχ 00 donde

ε⋅=

Vw 1

siendo ε la eficiencia de recuento calculada como:

Arrs )( 0−=ε En este caso, la expresión del DL coincide con (1) y la incertidumbre de w se calcula a partir de la expresión:

)()()( 222 Vuuwu relrelrel += ε , donde

)A(u)C(u

)A(u)rr/()trtr()(u

rels2rel

relsssrel2

22000

2

+=

=+−+=ε

donde:

)(2 Vurel , dependerá del modo de determinación del volumen de la muestra.

)(2 Aurel incluye todas las incertidumbres relativas a la fuente de calibración: certificado de calibración, preparación de la fuente de calibración y factor de autoabsorción. En la tabla 1 se presentan los valores que adoptan las diferentes incertidumbres de los factores de peso que contribuyen al valor de )(2 wurel en este procedimiento, para las condiciones habituales de trabajo en el laboratorio y con un tiempo de recuento para el patrón de calibración de 40 minutos, lo que permite obtener un número de cuentas en el entorno de 130000.

urel(A) Procedimiento urel(A1) urel(A2)

urel(V) urel(R) urel(Cs) urel(w)

Beta 2.5 4 1 - 0.06 - 0.28 4.83 - 4.73 Pu 1.12 0.29 1 - 0.06 - 1.83 2.38 - 2.17 Sr 0.89 0.50 1 - 0.06 0.36 0.58 1.58 - 1.23

Tabla 1: Valores típicos de las incertidumbres estándar debidas a la actividad del patrón, urel(A), que se desglosa en la debida al certificado, urel(A1), y la debida a su preparación y a la autoabsorción urel(A2), al volumen, urel(V), (valor máximo y mínimo) al rendimiento, urel(R), debida a la medida del patrón/trazador, urel(Cs), y la incertidumbre estándar combinada urel(w) (valor máximo y mínimo).

PROCEDIMIENTO POR SEPARACIÓN RADIOQUÍMICA: DETERMINACIÓN DE

PLUTONIO En esta determinación, la expresión que nos proporciona la concentración de actividad es:

w)rr(a ⋅−= 0 siendo εRV

w⋅

= 1

donde εR es el producto del rendimiento de la separación radioquímica y la eficiencia de la detección, calculado a partir de A/)rr(R tt 0−=ε . En este caso, la expresión del DL coincide con (1) y la incertidumbre de w se calcula a partir de la expresión:

)V(u)R(u)w(u 2rel

2rel

2rel += ε

y,

)A(u)C(u

)A(u)rr/()t/rt/r()R(u

relsrel

2relssss

2rel

22

2000

+=

=+−+=ε

En este procedimiento, el patrón de calibración es un estándar interno añadido a la propia muestra, y

)(2 Aurel incluye todas las incertidumbres relativas a este proceso: certificado de calibración, posibles diluciones y error de pipeteo. En la tabla 1 se presentan los valores que adoptan las diferentes incertidumbres de los factores de peso que contribuyen al valor de )(2 wurel en este procedimiento, para las condiciones habituales de trabajo en el laboratorio y con un tiempo de recuento de 20000 minutos que permite obtener un número de

cuentas para el pico del estándar interno en el entorno de 3000, con rendimientos químicos del 90%.

PROCEDIMIENTO POR SEPARACIÓN RADIOQUÍMICA: DETERMINACIÓN DE

ESTRONCIO Este procedimiento consiste en la medida del 90Sr en equilibrio con el 90Y y en él, la expresión que nos proporciona la concentración de actividad es:

wrra ⋅−= )( 0 siendo ε⋅⋅⋅

=RV

w2

1

donde R es el rendimiento de la separación radioquímica. En este caso, la expresión del DL coincide con (1) y la incertidumbre de w se calcula a partir de la expresión:

)(u)V(u)R(u)w(u rel2rel

2rel

2rel ε2++=

y,

)A(u)C(u

)A(u)rr/()t/rt/r()(u

relsrel

2relsss

2rel

22

2000

+=

=+−+=ε

siendo:

)(2 Rurel la incertidumbre del rendimiento de separación radioquímica, y dependerá del método utilizado para su evaluación.

)V(urel2 la incertidumbre relativa a la medida del

volumen de la muestra que dependerá del modo de su determinación.

)(2 Aurel incluye todas las incertidumbres relativas a

la fuente de calibración: certificado de calibración y preparación de la fuente de calibración y factor de autoabsorción. En la tabla 1 se presentan los valores que adoptan las diferentes incertidumbres de los factores de peso que contribuyen al valor de )(2 wurel en este procedimiento, para las condiciones habituales de trabajo en el laboratorio y con un tiempo de recuento de 40 minutos que permite obtener un número de cuentas para el pico del estándar interno en el entorno de 30000.

RESULTADOS Y CONCLUSIONES En la gráficas 1 y 2 se presentan la contribución final da cada varianza a la varianza de la incertidumbre combinada )(2 wurel , en los dos extremos de incertidumbre en la determinación del volumen, que son 0.06% para volúmenes determinados por pesada y 1% para aquellos medidos por probeta. En el caso de determinaciones de actividad por unidad de masa, las incertidumbres de determinación corresponderían siempre a las que aparecen en el gráfico 1, ya que el control de la cantidad de muestra se realiza siempre por pesada.

0%

20%

40%

60%

80%

100%

Pu Beta Sr

Ensayo

Con

tribu

ción

rela

tiva

u2(Cs)u2(R)u2(V)u2(A)

Gráfica 1: Contribución relativa a )(2 wurel de las varianzas de los factores de peso en cada procedimiento cuando u(V) = 0.06%.

0%

20%

40%

60%

80%

100%

Pu Beta Sr

Ensayo

Con

tribu

ción

rela

tiva

u2(Cs)u2(R)u2(V)u2(A)

Gráfica 2: Contribución relativa a )(2 wurel de las varianzas de los factores de peso en cada procedimiento cuando u(V) = 1.0%. En estas gráficas se observa que el mayor peso corresponde en general al término debido a la actividad del patrón de calibración o trazador y a su medida. La incertidumbre del volumen sólo tiene una participación apreciable en el caso del estroncio y en la situación más extrema en el volumen se determine con una incertidumbre del 1%. La tabla 2 muestra las máximas desviaciones porcentuales, ∆L, que se cometerían al despreciar la contribución de )(2 wurel al cálculo del límite de detección.

Beta total Estroncio Plutonio ∆L (%) 0.63 0.07 0.15

Tabla 2. Máxima desviación ∆L en cada

determinación. Como se refleja en esta tabla el valor que adopta

)(2 wurel es muy pequeño en todas las determinaciones con lo que la diferencia entre despreciar su valor y no hacerlo implica en el peor de los casos una diferencia de tan sólo un 0.63 %, es decir, prácticamente despreciable. Además esta diferencia, ∆L, resulta independiente del tiempo de recuento de la muestra o de la eficiencia del equipo: tan sólo depende de la incertidumbre asociada a w y de lo pequeña que ésta pueda ser en función de las preparaciones, de la

actividad de los patrones empleados o de los tiempos de recuento empleados en la calibración.

REFERENCIAS 1. ISO 11929 Determination of the detection limit

and decision threshold for ionizing radiation measurements -- Part 1: Fundamentals and application to counting measurements without the influence of sample treatment, ISO, Ginebra, 2000.

2. MARLAP (Multi-Agency Radiological Laboratory Analytical Protocols Manual) NUREG 1576, EPA 402-B-04-001A, NTIS PB2004-105421, Washington D.C., 2004.

3. ISO Guide for the Expression of Uncertainty in Measurement, ISO, Ginebra, 1993.