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SISTEMA DE DETECCIÓN DE RADIACIONES IONIZANTES

AUTOR: Eduard Martí Florensa.

PONENT: Joaquín Cruz Pérez.

DATA: 01 / 2002.

SISTEMA DE DETECCIÓN DE RADIACIONES IONIZANTES

EQUIPO DE DETECCIÓN DE CONTAMINACIÓN SUPERFICIAL

FHT-111M EBERLINE

ÍNDICE

1. Introducción....................................................................................6

1.1. Antecedentes...............................................................................................8

1.1.1. Ensayos............................................................................................8

1.1.2. Naturaleza de las partículas.............................................................11

1.2. Objetivos....................................................................................................24

1.3. Alcance......................................................................................................25

2. Modelo simplificado de un detector de ionización......................26

2.1. Generalidades.............................................................................................26

2.1.1. Actividad de una fuente radioactiva................................................26

2.1.2. Fuentes de Contaminación...............................................................28

2.2. Modos de medida.......................................................................................29

2.2.1. Funcionamiento en modo corriente.................................................31

2.2.2. Funcionamiento en modo impulso...................................................32

2.3. Analisis de impulsos...................................................................................34

2.4. Calibración en energía................................................................................35

2.5. Resolución en energía.................................................................................37

2.6. Eficiencia en detección...............................................................................38

2.7. Resolución en tiempo, el problema del tiempo muerto.............................. 41

2.8. Métodos absolutos y relativos de medida de la actividad.......................... 43

3. Contaminámetro FHT-111M EBERLINE...................................46

3.1. Principio de funcionamiento.......................................................................46

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3.1.1. Constantes del tiempo en el contaminámetro.....................................47

3.1.2. Esquema electrónico y funcionamiento............................................ 49

3.2. Descripción....................................................................................................54

3.3. Características...............................................................................................58

3.4. Funciones del Contaminámetro....................................................................59

3.5. Modos de operación......................................................................................63

4. Gama de verificación y calibración.................................................69

4.1. Equipo de pruebas.........................................................................................69

4.2. Precauciones de intervención........................................................................70

4.3. Instrucciones............................................................................................... 70

4.3.1. Previo..................................................................................................70

4.3.2. Determinación del fondo.....................................................................71

4.3.3. Determinación de la eficiencia β + γ...................................................72

4.3.4. Determinación de la eficiencia β.........................................................73

4.3.5. Determinación de la eficiencia α.........................................................77

4.3.6. Fijación de umbrales de alarma...........................................................78

4.3.7. Criterios de aceptación.........................................................................79

4.3.8. Periodicidad.........................................................................................82

4.3.9. Etiquetado............................................................................................83

5. Procedimiento de medida.................................................................84

5.1. Medida de la contaminación superficial........................................................85

5.1.1. Medida de la contaminación superficial total(fija más desprendible).85

5.1.2. Medida de la contaminación superficial desprendible........................86

5.2. Criterios para el control de materiales............................................................87

5.2.1. Medida directa (fija más desprendible)...............................................88



5.2.2. Medida indirecta (desprendible)..........................................................88

6. Presupuesto.........................................................................................91

7. Bibliografía..........................................................................................92



Introducción

6

1. Introducción

Una característica intrínseca de las centrales termonucleares de generación de

energía eléctrica es la presencia de radiaciones ionizantes, producidas como consecuencia

de las reacciones de fisión y de activación que se originan al intera ccionar neutrones con

núcleos de uranio y sustancias del sistema de refrigeración respectivamente, cuando se dan

las condiciones adecuadas.

La radiación ionizante podría considerarse como una forma de energía que emiten

núcleos de átomos excitados para al canzar su estado estable. Esta emisión de energía puede

producirse, de modo más frecuente, en forma de partículas α, partículas β, radiación

electromagnética (rayos γ y X) y neutrones. Los elementos químicos que alcanzan su estado

estable de esta forma se llaman elementos radiactivos y al fenómeno físico, radiactividad ..

La exposición a las radiaciones ionizantes está considerada como un riesgo laboral

adicional para todos los trabajadores que deban desarrollar su actividad en presencia de

campos de radiac ión, afectando de manera concreta a los empleados en instalaciones

radiactivas (hospitales, industrias e investigación), instalaciones nucleares (minería,

producción eléctrica) e instalaciones de almacenamiento de residuo.

En España hay más de 65.000 trab ajadores profesionalmente expuestos a las

radiaciones. Este es el nombre que se da a las personas que desarrollan su trabajo en



Introducción

7

presencia de radiaciones. Los requisitos, médicos y profesionales, que deben cumplir estos

trabajadores y las medidas de protecc ión que deben cumplir las empresas y organizaciones

que explotan estos tipos de instalación, están recogidas en normativas legales de carácter

nacional que tienen su origen en recomendaciones internacionales.

Con objeto de armonizar los riesgos a que está n sujetos los trabajadores de

instalaciones radiactivas o nucleares, con los de otras industrias, se han establecido límites

de una magnitud, llamada Dosis Efectiva, que es proporcional a la cantidad de energía

transmitida por la radiación al organismo y q ue da idea del riesgo que induce en la persona.

En general la dosis que reciben habitualmente los trabajadores en estas instalaciones

están muy lejos de los límites en vigor. No obstante, el esfuerzo por reducirla es constante

por parte de todos, siendo l a dosis colectiva anual un parámetro indicativo de la efectividad

de las medidas adoptadas por las empresas frente a las radiaciones.

Para lograr la reducción de dosis es imprescindible disponer de una información

precisa, completa y actualizada de los ni veles de radiación en las distintas zonas o

cubículos de la planta. Es pues, una actividad rutinaria en instalaciones nucleares, la medida

y registro de los niveles de radiación en todas sus áreas, cubículos y puntos singulares.

Así se consigue disponer d e un mapa de radiación de toda la instalación, y cuando

es necesario realizar un trabajo, ya sea relacionado con la operación de la planta o con el

mantenimiento de alguno de sus componentes, se dispone de la información necesaria para

planificar el trabajo y reducir el riesgo.



Introducción

8

1.1 Antecedentes

1.1.1 Ensayos

En 1895 Roëtgen estaba realizando unos estudios sistemáticos de los rayos

catódicos con un tubo de Crookes cuando observó la luminiscencia que se producía en una

hoja de papel recubierta de platinoc ianuro de bario, próxima al tubo, cada vez que aplicaba

al mismo la alta tensión generada por un carrete de Ruhmkorff.

El estudio de este fenómeno le condujo al descubrimiento de los rayos X, que eran

la causa de la luminiscencia, y al establecimiento de algunas otras de sus propiedades entre

las que se cuenta el efecto químico sobre el bromuro de plata contenido en la gelatina

sensible de las películas fotográficas, efecto idéntico al que produce la luz visible y que dio

origen a la técnica de la radiogr afía.

Henri Becquerel, en 1896, descubrió en una serie de experiencias que el mismo

efecto químico que producían los rayos X sobre las emulsiones fotográficas protegidas de

la luz, lo producían también las sales de uranio, lo que condujo al descubrimient o de que

ese elemento emite, de forma natural, un tipo de radiación similar a la descubierta por

Roëtgen.

El propio Becquerel observó que la radiación procedente de las sales de uranio

provocaba la rápida descarga de un electroscopio de panes de oro que en condiciones



Introducción

9

ordinarias, es decir, fuera de la presencia de dichas sales, tardaba varios días en

descargarse.

Becquerel supuso que el efecto era debido a que la radiación hacía conductor, en

cierto grado, al aire que rodeaba al electroscopio ofreciendo así un camino suplementario a

la descarga que en condiciones ordinarias tiene lugar a través de los aisladores del aparato.

Hoy se sabe que la hipótesis de Becquerel era acertada pues la ionización que

radiación produce en el aire, o en cualquier otro t ipo de gas, tiene efecto de generar en su

seno unas cargas eléctricas libres, dotándole así de cierto grado de conductividad.

Los tres tipos de fenómenos físicos, o físico -químicos, que permitieron poner de

manifiesto por primera vez la existencia de los rayos X y de la radiactividad natural, fueron,

pues, la luminiscencia, la activación del bromuro de plata y la ionización de los gases.

Estos tres aspectos de los procesos de interacción de la radiación con la materia

juegan todavía hoy, junto con la io nización en los semiconductores, un papel preponderante

en los sistemas de detección de las radiaciones nucleares.

Como ya es sabido los rayos X no son radiación nuclear ya que se originan en la

corteza del átomo. Hablar de detectores de radiación nuclea r en lugar de detectores de

radiación atómica y nuclear es una simplificación justificada por el hecho de que entre las

radiaciones procedentes de la corteza del átomo no existe ninguna cuya naturaleza no se dé

también en la radiación procedente del núcleo .



Introducción

10

Pasada la fase inicial del descubrimiento, un dispositivo de detección, para resultar

verdaderamente útil, debe ser capaz de algo más que “poner de manifiesto” la presencia de

la radiación: debe ofrecer información cuantitativa de sus propiedades tales como

intensidad, energía, dosis, etc. e incluso de la propia naturaleza de la radiación.

No todos los detectores cumplen en igual medida esos requisitos y por ello se han

establecido algunos parámetros tales como eficiencia, resolución, tiempo muerto de

detección, etc. que permiten valorar la capacidad de los mismos para las estimaciones

cuantitativas.

Ya que más adelante se recurrirá a dichos parámetros para caracterizar a los

diferentes detectores, a continuación se realizará una breve definición de lo s mismos.

En la figura 1 se ilustran los dos factores que intervienen siempre en el rendimiento

de detección. En primer lugar, sólo una fracción de las partículas emitidas por la fuente lo

hacen en la dirección y el sentido adecuados para alcanzar al det ector y es por tanto

susceptible de ser detectada. Esta fracción recibe el nombre de factor geométrico de

detección. En segundo lugar, sólo una fracción de las partículas que alcanzan al detector

interaccionan con él y es por tanto susceptible de ser conta bilizada. Esta fracción recibe el

nombre de eficiencia del detector.



Introducción

11

He42

Figura 1.

Se denomina resolución a la mayor o menor capacidad que tiene el detector para

distinguir entre partículas de igual naturaleza y con energías muy próximas.

El concepto de tiempo muerto de un detector se introducirá en el siguiente apartado,

una vez se haya visto el principio de funcionamiento de los detectores de ionización y, en

concreto, del contador Geiger -Müller.

1.1.2 Naturaleza de las partículas

Las partículas emitidas por los núcleos de los átomos radiactivos naturales consiste,

bien sea en núcleos de helio también llamadas partículas alfa compuestas

por dos protones y dos neutrones, o bien sean electrones a los cuales se les llama entonces

partículas beta. Se halla en uno u otro caso de desintegración alfa o beta respectivamente.

DETECTOR

FUENTE



Introducción

12

He42

No se trata, al hablar de partículas beta, de electrones procedentes de las órbitas del

átomo, sino de electrones procedentes del propio núcleo. Si bien hasta ahora no habíamos

considerado la existencia de electrones en el núcleo sino exclusivamente de protones y

neutrones, puede considerarse al neutrón como compuesto por la unión íntima de un protón

y un electrón. La emisión de la partícula beta resulta de la previa conversión de un neutrón

en un protón y la consiguiente liberación del electrón.

Dado que tanto las partículas alfa como las beta proseen carga eléctrica, al ser

emitidas unas u otras cambia la carga eléctrica del núcleo, es decir su número de protones.

Cambia por tanto con ello el número atómico Z y el átomo primitivo, también llamado

átomo padre, se convierte en otro átomo de un elemento químico distinto y al que suele

llamarse átomo hijo. Las desintegraciones radiactivas suponen pues transmutaciones

atómicas espontáneas por las que se transforman unos elementos químicos en otros.

Al transformarse un átomo radiactivo en otro suelen quedar el núcleo de éste último

en un estado excitado, con un nivel energético superior al que le es normal. Inmediatamen te

pasa el nuevo núcleo a su estado normal emitiendo el exceso de energía en forma de un

fotón de radiación gamma.

La emisión de radiación gamma, constituida por fotones de radiación

electromagnética carentes de masa material, acompaña pues generalmente, aunque no

siempre, a la emisión de radiaciones alfa o beta.

Las partículas alfa, al estar constituidas por un núcleo de , tienen una masa

igual a cuatro unidades de masa atómica y una carga eléctrica positiva igual a dos cargas

elementales. En consecuencia y por la emisión de una partícula alfa el átomo emisor X se

convierte en otro átomo Y de un elemento químico distinto, con número atómico inferior en

2 unidades y número másico inferior a su vez en 4 unidades.

El proceso suele expresarse de forma general por:



Introducción

13

de donde puede observarse que la suma de los números másicos (índices superiores) y de

los números atómicos (índices inferiores) de los productos de desintegración equivalen

respectivamente a los números másico y atómico del núcleo q ue se desintegró.

Como ejemplo particular se tiene la desintegración radio -226:

por la que el radio se transforma en radón -222, un gas también radiactivo. La partícula alfa

emitida, o núcleo de helio, captura pronto dos electrones del ambiente y se t ransforma en

un átomo neutro de helio, gas que debido a este fenómeno se encuentra siempre junto a

sustancias radiactivas emisoras de partículas alfa.

Las partículas alfa son emitidas por los elementos radiactivos naturales con energías

comprendidas entre 3 y 9 MeV. Para un determinado radionucleido o núcleo radiactivo la

energía con que son emitidas dichas partículas presenta valores determinados y constantes

que caracterizan al núcleo emisor. Algunos emisores alfa emiten partículas de una sola

energía mientras que otros las emiten de varias energías; pero siempre de valores

determinados que son los mismos para el mismo radionucleido.

Así el uranio-238 al desintegrarse emite, bien partículas alfa de 4,23 MeV en el 77%

de los casos, o bien de 4,18 MeV en el 23% restante. Un tal tipo de desintegración se

representa esquemáticamente en la figura 2 . En ella se indica que el emitir una partícula

alfa de menor energía (4,18 MeV) el núcleo hijo de torio -234 queda excitado a un nivel de

α42

42 +→ −

− YX AZ

AZ

α42

22284

22686 +→ RnRa



Introducción

14

excitación de 0,05 MeV; inmediatamente se desexcita emitiendo un fotón de radiación

gamma de dicha energía.

Fig.2 Esquema de desintegración del uranio -238. Fig.3 Espectro energético de las partículas

α del uranio-238.

Así pues el uranio -238 es a la vez un emisor de partículas alfa y de fotones de

radiación gamma. Lo mismo sucede con prácticamente todos los emisores de partículas

alfa. En la figura 3 se representa el espectro energético de las partícu las alfa emitidas por el

uranio-238.

Como ya se dijo, las partículas beta emitidas por las sustancias radiactivas naturales

son electrones, con muy pequeña masa y una carga eléctrica elemental negativa,

enteramente idénticos a los electrones orbitales de los átomos y a los que se desprenden de

los metales por efecto fotoeléctrico. Una partícula beta es emitida espontáneamente por un

núcleo radiactivo natural al convertir uno de sus neutrones en un protón.

Al emitir una partícula beta, el átomo inicial s e convierte también en otro átomo de

un elemento químico distinto aunque del mismo número másico A, dada la pequeñez de la



Introducción

15

masa del electrón emitido. En cambio, al convertirse un neutrón en un protón la carga

eléctrica positiva del núcleo aumenta en una un idad y por tanto aumenta también en una

unidad el número atómico Z. El proceso suele expresarse de forma general por,

Como ejemplo particular se tiene la desintegración del carbono -14,

por la que se transforma en un átomo de nitrógeno -14.

El núcleo resultante de una desintegración beta queda también generalmente en

estado excitado, desexcitándose inmediatamente con la emisión de un fotón gamma. Por

otra parte y al haber perdido una carga negativa, el átomo resultante queda ionizado;

rápidamente captura un electrón libre del ambiente que le rodea para incorporarle a su

órbita electrónica exterior y convertirse en un átomo neutro.

Al contrario de lo que sucede con las partículas alfa, las partículas beta no son

emitidas con energías bien determina das, sino que presenta un espectro continuo de

energías desde un valor nulo hasta un valor máximo determinado y característico del

radionucleido emisor. Dicho valor máximo puede estar comprendido para los emisores beta

naturales entre un centenar de kiloel ectronvoltios y algo más de 10 MeV, siendo para el

carbono-14 de 154 KeV.

β011 −+ +→ YX A

ZAZ

β01

147

146 −+→ NC



Introducción

16

Fig 4. Espectro energético de las partículas β del C14.

Así, en la figura 4 se ha representado el número relativo de partículas beta emitidas

por el carbono-14 en función de su energía. Como indica dicha figura, puede el citado

radisotopo emitir partículas beta de cualquier energía pero siempre inf erior a 154 KeV.

Compárese cuan diferente es este espectro de emisión beta del de emisión alfa representado

en la figura 3. La energía media del espectro de emisión beta equivale aproximadamente a

un tercio de la energía máxima.

Como ya se ha dicho, la r adiactividad es un fenómeno espontáneo y la velocidad

con que un determinado isótopo radiactivo se desintegra es un valor constante,

característico del radisótopo en cuestión, e independiente de las condiciones físicas o

químicas en que se halle. Dicha vel ocidad de desintegración, no depende pues de que el

radisótopo se halle en estado sólido, líquido o gaseoso, a cualquier presión o temperatura, o

formando parte de cualquier compuesto químico.



Introducción

17

Dicho valor constante de la velocidad de desintegración se ex presa por la fracción

de átomos que se desintegran por segundo, recibe el nombre de constante de desintegración

del radisótopo de que se trate, se designa por la letra griega λ y se mide en 1/segundo, es

decir en s-1.

Para una masa de sustancia radiactiva constituida por un único radisótopo, de

constante de desintegración λ y conteniendo N átomos radiactivos, el número de ellos ∆N

que se desintegran por segundo será:

Así por ejemplo si es λ = 10−6 s-1 ello significa que una millonésima parte de los

átomos radiactivos presentes se desintegran cada segundo.

Por consiguiente, el número de átomos de un determinando radisótopo presentes en

una masa de sustancia radiactiva irá disminuyendo continuamente con el transcurso del

tiempo y con mayor o menor rapidez según sea mayor o menor el valor de su constante de

desintegración. Al cabo de cierto intervalo de tiempo, el número de átomos del radisótopo

en cuestión se habrá reduc ido a la mitad. A dicho intervalo de tiempo, se le llama periodo

de semidesintegración, o más simplemente período, se le suele designar por T ½ o más

simplemente por T, y es también un valor característico del radisótopo considerado.

El período T, o intervalo de tiempo que una cantidad de un determinado radisótopo

tarda en reducirse a un mitad puede tener valores muy distintos de uno a otro radionucleido

y por ello se le suele expresar en segundos, minutos, horas, días o años. Así, para el

polonio-226 es de 0,52 segundos, para el torio -231 de 25,6 horas, para el radio -226 de 1620

años y para el uranio -238 de 4,5.10 -9 años.

Evidentemente cuanto mayor sea la constante de desintegración de un radisótopo,

más rápidamente se desintegrará este y más corto será su periodo. Expresando T en

NN λ=∆



Introducción

18

segundos y para un mismo radionucleido ambas constantes vienen relacionadas por la

expresión:

La disminución con el tiempo de la cantidad presente de un isótopo radiactivo viene

representada gráficamente la figura 5, donde se ha tomado como unidad de tiempo el

período del elemento radiactivo en cuestión, a fin de que la curva resultante sea una misma

para cualquier radionucleido.

Como indica dicha figura 5, al cabo de un período la cantidad presente de cualquier

isótopo radiactivo se ha reducido a su mitad; al cabo de dos períodos a la cuarta parte y así

sucesivamente. Y en la misma forma irá decreciendo la radiactividad debida a dicho

isótopo, al ser cada vez menor la cantidad existente. Al cabo de 7 períodos la cantidad de

radisótopo y la radiación que emite se habrán reducido a menos del 1% de la cantidad y

radiación iniciales.

λ693,0

=T



Introducción

19

Fig 5. Decrecimiento por desintegración de un radisótopo.

La Curva de la figura 5 es un exponencial decreciente que responde a la expresió n

matemática,

donde N0 es el número de átomos radiactivos inicialmente presentes, N el número de ellos

presentes al cabo del tiempo t por no haberse desintegrado todavía, y λ la constante de

desintegración del radisótopo en cuestión.

Como la actividad o número de desintegraciones por segundo que se producen en la

sustancia considerada, es proporcional en cada momento al número de átomos radiactivos

presentes tendrá también

teNN λ−⋅= 0



Introducción

20

siendo A0 la actividad inicial y A la actividad al cabo del tiempo t. Por lo consiguiente la

misma gráfica de la figura 5 representa el decrecimiento de la actividad de la sustancia

radiactiva considerada a lo largo del tiempo, medido éste en períodos de desintegración.

La expresión permite calcular matemáticamente la actividad en cualquier instante de

una sustancia radiactiva simple constituida por un único isótopo, conociendo su actividad

inicial y su constante de desintegración. Para cálculos aproximados puede recurirse a la

gráfica de la fura 5, expresando el tiempo transcurr ido en períodos de semidesintegración.

Para cálculos más precisos puede utilizarse una calculadora de mano que proporcione

funciones exponenciales, o bien en una tabla ya establecida que da los valores numéricos

de la función exponencial e -λτ en función de los periodos transcurridos t/T.

Cuando la sustancia radiactiva considerada no es simple sino que está constituida

por una mezcla de radisótopos distintos, cada uno de ellos se desintegra con su particular

periodo de semidesintegración, i ndependientemente de los demás. En cada instante la

actividad total de la muestra será la suma de las actividades de cada radisótopo.

Al desintegrarse un radisótopo al que puede llamarse radisótopo padre, el producto

de la desintegración o isótopo hijo p uede a su vez ser también radiactivo y desintegrarse

dando origen a un nuevo isótopo, asimismo radiactivo. Así sucesivamente se forma una

serie de radionucleidos que, salvo el padre original, cada uno de ellos procede del anterior y

da origen al siguiente, para terminar la serie en un nucleido no radiactivo.

Cada elemento de la serie se desintegra con su periodo de semidesintegración

característico, independiente de los demás. Tratándose de radisótopos naturales, el

radisótopo padre o cabeza de serie debe rá tener un período de semidesintegración muy

grande, comparable a la edad de la tierra, ya que de lo contrario tanto él como todos sus

teAA λ−⋅= 0



Introducción

21

descendientes habían desaparecido de la naturaleza. En cambio, los demás elementos de la

serie pueden tener períodos de semidesintegración diversos, incluso muy cortos, ya que

aunque sus átomos se desintegren rápidamente siguen siendo generados por la

desintegración del anterior.

Así, una de las series de elementos radiactivos naturales está encabezada por el

uranio-238 cuyo período de semidentegración es de cuatro mil quinientos millones (4,5.10 -9

) de años, el cual se desintegra por emisión de partículas alfa:

dando origen al radisótopo torio 234 , cual a su vez y con un período muchísimo más

reducido, de 24 días, se desintegra por emisión de una partícula beta,

originándose el protactínio -234 también radiactivo. Así sucesivamente hasta llegar, al cabo

de 16 procesos de desintegración alfa o beta, al isótopo estable del plomo -206. El séptimo

radionucleido de esta c adena es el ya citado radio -226, muy usado hace años en

radioterapia.

Otra serie radiactiva natural está encabezada por e uranio -235 con un período de

semidesintegración de 7,1.10 8 años, y una tercera por el torio -232 con período de 1,4.10 10

años. Ambas series terminan también en isótopos estables del plomo. En el Apéndice se

dan las listas de los radionucleidos que componen las series radiactivas naturales según su

orden de descendencia, con sus respectivos períodos de semidentegración y la energía de

las principales radiaciones emitidas por cada uno.

β01

234911

23490 −+→ PaTh

α42

23490

23892 +→ ThU



Introducción

22

Un radisótopo natural importante que no pertenece a ninguna serie radiactiva es el

potasio-40 que tiene un período de semidesintegración de 1,3.10 9 años y forma el 0,018%

del potasio natural. Se desinteg ra por emisión de radiación beta y gamma, y dado que el

potasio es uno de los constituyentes del cuerpo humano, el potasio -40 contenido en el

organismo es causa principal de irradiación interna natural permanente en el hombre.

También cabe destacar el pod er de frenado en un medio, para una partícula determinada a una determinada energía, como:

siendo dE la pérdida de energía que experimenta la partícula de energía E, al recorrer una

distancia dx en el medio.

La tabla I presenta algunos valores de los poderes de frenado del agua para

electrones de distintas energías. En dicha tabla se diferencia entre poder de frenado de

“colisión” y de “radiación” (que detallaremos más adelante) así como el poder de frenado

total.

Las unidades que se utilizan (MeV.c m2/g) corresponden a pérdidas de energía

expresadas en MeV por unidad de “espesor másico” (espesor másico = espesor geométrico

* densidad) expresado en g/cm 2, aunque en el caso concreto del agua, al ser la densidad de

1 g/cm3, el espesor másico (en g/cm 2) coincide con el espesor geométrico (en cm).

Nótese que el poder de frenado disminuye inicialmente con la energía de los

electrones, aumentando a partir de aproximadamente 1,5 MeV.

Electrones de 10 KeV pierden 23,2 MeV/cm.

dxdEES −=)(



Introducción

23

El alcance de una partícula en un medio se define como el recorrido total de la

partícula en el material supuesto el recorrido rectilíneo. Se podría evaluar el alcance a partir

de una expresión analítica del poder de frenado como:

En ocasiones se utiliza el llamado poder de fren ado relativo de un medio 1 con

respecto a otro medio 2 (que suele ser aire o agua) que se define como:

Existen numerosas expresiones empíricas que permite con mayor o menor

aproximación, evaluar el alcance de distintas partículas en distintos material es. Citaremos a

título de ejemplo algunas de las más utilizadas.

para partículas alfa:

Rα = 0,56 E (con E<4 MeV)

Rα = 1,24 E-2,62 (4<E<8 MeV))

donde Rα es el alcance de las partículas alfa en aire a 1 atm y 15ºC, expresado en cm y E es

la energía inicial de las partículas alfa expresada en MeV.

dEdxdEES

dEALCANCEEE

⋅== ∫∫ 00 /(1

)(

12

medioenalcancemedioenalcanceS relativo =



Introducción

24

para partículas beta:

En este caso la aproxim ación debe tomarse con más precauciones ya que nos vamos

a referir a las energías máximas de los espectros beta.

R = 412.E1,265-0,0954.lnE (para 0,01<E<2,5 MeV)

donde R es el alcance (en cualquier material) expresado en mg/cm 2 y E es la energía

máxima del espectro beta expresada en MeV.

R = 530 E-106 (para E>2,5 MeV)

1.2 Objetivos

Los equipos portátiles que se utilizan actualmente en Centrales Nucleares para la

medida de niveles de radiación son dispositivos que cumplen satisfactoriamente los

requisitos de respuesta, fiabilidad, ergonomía, etc.. Sin embargo, la vigilancia rutinaria que

se lleva a cabo en dichas instalaciones exige el registro, almacenamiento y gestión de esta

información con objeto de llevar a cabo la Protección Radiológica de los trabajadores de

forma eficaz. Este registro y archivo actualmente se recoge e introduce manualmente en

una Aplicación Informática.

El trabajo que aquí se presenta consiste en establecer los métodos que se deben usar

para llevar a cabo las medidas de c ontaminación superficial, así como la contrastación de



Introducción

25

los valores obtenidos dentro de los límites establecidos en protección radiológica, a partir

del equipo de contaminación superficial Contamat FHT -111M EBERLINE.

1.3 Alcance

La aplicabilidad de este p royecto está al servicio del personal de protección

radiológica como un procedimiento de la medida y de calibración de la contaminación

superficial en detectores portátiles.

La aceptación en el sistema de detección de radiación ionizante está sujeta por p arte

de los usuarios al cumplimiento de dos condiciones básicas:

1ª. La fiabilidad de la información almacenada, y

2ª. La flexibilidad de funcionamiento.

Ambas condiciones se han alcanzado y se confía en que este trabajo sea el primer

paso para conseguir equipos que integren la medida, su almacenamiento y transmisión a

una base da datos adaptado todo el proceso a unas necesidades operativas concretas.



Modelo simplificado de un detector de ionización

26

2. Modelo simplificado de un detector de ionización.

2.1. Generalidades

2.1.1. Actividad de una fuente radioactiva

“La actividad de una cierta cantidad de un radionucleido en un estado de energía

dado y en un determinado instante es el valor esperado, en ese instante, de la tasa de

transiciones nucleares espontáneas desde ese estado de energía”. Según esta definición, un

núcleo estable tendrá actividad cero. De ella se deduce también que la medida de la

actividad requiere implícitamente la medida de un tiempo, por lo que la unidad en el

sistema internacional es la inversa del segundo, que, para este efecto, toma el nombre

especial de Bequerelio (Bq).

Por tanto:

111 −= sBq

Por evidentes razones históricas, se utiliza también el Curio (Ci), c uya equivalencia

viene dada por:

BqCi 10107.31 ⋅=




27

Los métodos que pueden emplearse para medir la actividad de una fuente son muy

variados, siendo también posible agruparlos en función de distintos criterios. Por lo tanto,

no es posible hacer aquí una enumeración exhaustiva. Algunas de las clasificaciones

posibles se hacen según las siguientes características:

- El tipo de radiación que se mide

- Los principios físicos en que se basa la detección

- El carácter absoluto o relativo del método

- La geometría de la medida

Se denomina contaminación superficial a la presencia indeseable de sustancias

radiactivas en el exterior de los seres vivos o en las superficies de los objetos materiales que

sobrepasen los valores de 4 Bq/cm 2 (para radiación beta y gamma) o 0,4 Bq/cm2 (para

radiación alfa).

La contaminación superficial se clasifica según la posibilidad o facilidad de su

transferencia a otros objetos en fija y desprendible.

La contaminación fija es que la que no se transfiere desde una superficie

contaminada a otra no contaminada cuando ambas entran en contacto accidental o

intencionadamente. Por el contrario, contaminación desprendible es la que puede ser

fácilmente transferida bajo estas circunstancias.




28

La contaminación superficial puede ser determina da mediante métodos directos e

indirectos. Se denomina método directo al que utiliza instrumentos que, situados cerca de la

superficie en cuestión, detectan las radiaciones emitidas por la sustancias radiactivas que

constituyen la contaminación.

El método indirecto, que se utiliza para la detección de la contaminación

desprendible, consiste en la medida de la radiación depositada en una superficie,

anteriormente no contaminada, tras ser puesta en contacto con la superficie objeto de

mención.

Se denomina frotis a una operación que permite estimar la contaminación

desprendible de una superficie y que consiste en frotar ésta con un material de celulosa y

poder examinar seguidamente en un lugar de bajo fondo la contaminación radiactiva

recogida por dicho mat erial.

2.1.2 Fuentes de contaminación.

Las fuentes de contaminación pueden producirse por fugas de radionucleidos del

circuito primario, fugas en el Sistema de Ventilación y Aire Acondicionado, fugas en los

sistemas con fluido radiactivo, derrames accide ntales, manipulación de residuos

radiactivos, operaciones químicas, etc. Estas fuentes pueden dar lugar a contaminaciones

fijas o desprendibles sobre las instalaciones y las superficies estructurales, además de una

contaminación ambiental en la atmósfera d e los edificios.




29

La contaminación superficial de las personas es debida al contacto de las mismas

con elementos contaminados, procedentes de las fuentes reseñadas en el apartado anterior.

Así otra manera de definir la interacción entre la fuemte contam inante y el sustrato,

se hablará de:

a) Contaminación fija: Este tipo de contaminación se caracteriza porque la

superficie sobre la que se deposita el contaminante no se ve alterada cuando se

pone en contacto con otra superficie.

b) Contaminación desprendible o transitoria: Se trata del tipo de contaminación

que, por efecto de materiales ajenos o condiciones atmosféricas determinadas, se

dispersa a otros lugares que podrían estar o no afectados por la contaminación.

2.2. Modos de medida.

Aunque, como se acaba de ver, existe una gran variedad de detectores, el

funcionamiento de un gran porcentaje de ellos se basa en la recogida de las cargas

eléctricas creadas en la interacción de la radiación con el detector. Ésta se produce

fundamentalmente por medio de proce sos de ionización y excitación atómica, y como

consecuencia de los primeros se crea una carga neta Q en el detector, que puede ser

recogida mediante la aplicación de un campo eléctrico adecuado. El tiempo que dura la

interacción entre la radiación y el det ector depende de ambos, siendo típico que oscilen

entre 10 -9 y 10-12 s.




30

Un modelo simplificado del mecanismo de funcionamiento de este tipo de

detectores puede verse en la figura 6. Se admite que en un tiempo dado se crea una carga Q

y que ésta es recogida dando lugar a una corriente de intensidad i(t) que cesa al cabo de un

determinado intervalo de tiempo que depende esencialmente del detector. Cuando varias

partículas o fotones interaccionan con el detector consecutivamente, el aspecto ideal de la

intensidad a la salida del detector se presenta en la forma indicada en la misma figura, en la

que se pueden ver por separado los diferentes sucesos que ha interaccionado.

∫=tc

dttiQ0

)(

donde tc es el tiempo de colección de carga.

A diferencia de un detector ideal, en la práctica no basta con que la radiación

alcance al detector para obtener una señal de salida adecuada. Acostumbra a denominarse

volumen útil del detector aquella parte de él en la que, o bien por limitaciones inherentes al

detector o bien por limitaciones inherentes al detector o bien a causa de su diseño, se

cumple esa condición.

Fig. 6. Modelo simplificado de un detector de radiación

I (t)

t

I (t)

t




31

Los detectores de ionización constituyen uno de lo s grupos más numerosos

utilizados en la medida de la radiación y, atendiendo a su funcionamiento, se subdividen en

dos subgrupos: aquellos que funcionan en modo de corriente y los que lo hacen en modo de

impulso.

2.2.1 Funcionamiento en modo de corriente.

Un detector funciona en modo de corriente (figura 7) cuando la señal de salida o

intensidad de corriente producida por el detector es promediada durante un intervalo de

tiempo muy grande en comparación con la duración de un impulso individual. Cuando se

opera sí, se obtiene un valor promedio de la intensidad de salida que viene dado por:

donde T es el tiempo de respuesta del detector

∫ −=

T

Ttdtti

TtI ')'(1)(

DETECTOR




32

Fig. 7

que representa un valor medio de la intensidad producida por un cierto número de suc esos

consecutivos. Este tipo de funcionamiento es característico de los detectores usados en

dosimetría, en los que las magnitudes de interés suelen ser promedios estadísticos durante

tiempos más o menos largos. Las ventajas de este modo de operación son su rapidez de

funcionamiento y su sencillez, mientas que en el lado negativo hay que destacar que no se

obtiene una información individual sobre cada uno de los sucesos que han originado la

ionización.

2.2.2. Funcionamiento en modo de impulso

Cuando se necesita obtener información detallada acerca de cada suceso, el detector

se opera en modo de impulso. En este modo, que aparece idealmente representado en la

figura 8, la corriente de salida es esencialmente instantánea y de ella se deriva un impulso

de salida v(t) depende de la constante RC del circuito equivalente del detector,

comportándose para RC >> tc en la misma forma que la intensidad de corriente i(t),

I (t)

t

I (t)




33

mientras que en el caso RC << tc se obtiene un impulso V que es proporcional (V=Q/C) a

la carga creada en el detector.

Fig 8. Funcionamiento de un detector ideal en modo impulso

Las ventajas de este modo de operación residen fundamentalmente en su mayor

sensibilidad y en la información que, sobre cada suceso detectado, puede obteners e en

forma individual. Este modo es el usado cuando se precisa saber el número de sucesos

individuales detectados o se requiere información detallada sobre la distribución energética

de la radiación incidente, es decir cuando se realizan medidas de carácte r espectrométrico.

t

t

t

RC << tc

RC >> tc

tc

I(t)

V(t)

V(t)




34

2.3. Análisis de impulsos

La información que un detector funcionando en modo de impulso es capaz de

proporcionar, depende del cumplimiento, en mayor o menor grado, de una serie de

condiciones ideales que pueden resumirse en las siguie ntes:

- Cada partícula o fotón debe producir un impulso eléctrico claramente distinguible

del fondo.

- La duración del impulso debe ser corta, para permitir una buena separación entre

sucesos cercanos entre sí en el tiempo.

- El tamaño del impulso debe estar relacionado con la energía del suceso que lo

originó. A ser posible, la relación será lineal.

- Sucesos idénticos deben proporcionar impulsos lo más parecidos posible aunque

sucedan en lugares diferentes del volumen útil del detector.

Cuando estas condicio nes se cumplen, al menos parcialmente, es posible

caracterizar a la fuente radiactiva emisora mediante el estudio del espectro de energías o

distribución del número de partículas o fotones en función de su energía. Una curva ideal

de este tipo, como la que se presenta en la figura 9, no es posible obtenerla, pues la

resolución de nuestro sistema de medida es finita. En su lugar, se obtienen un histograma

de amplitud de impulsos que contiene el número de sucesos registrados en función de un




35

intervalo de energía dado, también llamado canal. En la realidad, los canales corresponden

directamente a tamaños de impulso. Este histograma, tratado adecuadamente, puede

proporcionar información sobre algunas características de la radiación cuyo espectro se

mide, como pueden ser la energía e intensidad de sus componentes. El histograma de

amplitud de impulsos es el resultado de muestrear el espectro de energía en unas

condiciones determinadas de medida.

Figura 9. Espectro ideal (parte superior) e histogram a (inferior) de amplitud de impulsos

1 27 53 78 104

1 27 53 78 104

Rec

uent

o

1600

l200

320 0

Inte

nsid

ad

Energía

Canal

1600

l200

3200




36

2.4. Calibración en energía

Si, como se ha admitido inicialmente, existe una relación entre el tamaño del

impulso producido por una partícula o fotón y su energía, será posible en determinados

casos obtener la funci ón que relaciona a los números de canal con las energías que se les

atribuyen, proceso que se denomina calibración en energía del sistema de medida. La

situación deseable es que esa función sea lineal, pues ello simplifica el análisis espectral

aunque no constituya un requisito imprescindible.

La obtención de la ecuación de calibración puede realizarse de diversas maneras,

siendo común a todas ellas la necesidad de disponer de varias parejas de datos (energía -

número de canal). Éstas pueden obtenerse a par tir del propio espectro que se analiza,

siempre que se haya identificado sin ambigüedad algunos de sus componentes. Cuando no

es posible hacerlo así, se recurre a fuentes radiactivas especialmente preparadas para ese fin

o a medios electrónicos que simulen el impulso producido por un suceso de energía

conocida.

Si se admite que la relación entre energía y número de canal es lineal, podrá

expresarse la recta de calibración en la forma:

Energía = P 1 * número de canal + P 2

ecuación en la que P 1 representa la anchura del canal en términos de energía, esto es el

ancho del intervalo energético utilizado para agrupar los datos. Hay que hacer notar que




37

este factor no depende de la muestra radiactiva ni el detector utilizado, sino que viene

determinado por los dispositivos electrónicos de amplificación y clasificación de impulsos.

2.5. Resolución en energía.

Una de las principales propiedades que caracterizan a los detectores de radiación es

su capacidad para discriminar entre sucesos de energías distintas. P ara un detector ideal el

espectro de energía correspondiente a la respuesta a un haz de radiación monoenergética

sería una línea vertical, o punto en el espectro de energía, conteniendo a todos los sucesos

detectados.

En la realidad, como consecuencia de la naturaleza estadística de la desintegración

radiactiva y del fenómeno de detección, esta línea se ensancha adoptando una forma que

depende de la naturaleza de la radiación y del tipo de detector, así como de otros factores,

entre los que la disposición geométrica de la medida juega un papel muy importante.

Generalmente, el espectro de tales líneas recuerda a una gaussiana, más o menos deformada

(figura 10) y la resolución de un detector acostumbra a definirse como la anchura, a la

mitad de su altura, de una línea monoenergética, habitualmente expresada como FWHM,

que viene de la expresión inglesa Full Width at Half Maximum.

Es inmediato observar que cuanto mejor sea la resolución de un sistema de medida

(o, lo que es lo mismo, menor el FWHM) tanto más capaz será el sistema de discriminar

entre sucesos de energías cercanas pudiendo, en muchos casos, variar la información

espectral enormemente, como puede observarse en la misma figura anterior, en la que dos




38

líneas son observadas por un sistema con baja r esolución como una sola distribución,

mientras que el espectro de energías obtenido por el sistema de mejor resolución resuelve a

ambas líneas que se observan como entes individuales.

La resolución de una sistema de medida no depende solamente del detect or, sino del

sistema electrónico de análisis de impulsos, de las características del haz de radiación

incidente, como por ejemplo el espesor de la fuente radiactiva que se mide, y de las

condiciones geométricas de la medida. Por consideraciones estadística s puede deducirse

que un detector tendrá mejor resolución cuanto mayor sea el número de sucesos

individuales, (portadores de carga en un detector de ionización, fotones en un centellador) a

que dé lugar.

Fig 10. a) Medida de la resolución en en ergía (FWHM) b) Espectros con alta y baja

resolución.

FWHM

Energía

a)

b)




39

2.6. Eficiencia de detección

Salvo en muy contados casos, sólo una fracción de los sucesos radiactivos

originados en la fuente que se mide son registradas por el detector. La eficiencia de

detección es el segundo parámetro importante para caracterizar a un detector y se define

como (figura 11):

radiactiva fuente laen originados sucesos de númerodetector elpor sregistrado sucesos de número

=ε

Fig. 11. Eficiencia de detección

La eficiencia depende de la naturaleza de la radiación que se mide, d el tipo de detector que

se utiliza y de la disposición geométrica del sistema fuente -detector. Teniendo en cuenta

ambos factores, puede escribirse en la forma:

DETECTORFUENTE

Ω




40

dgεεε =

correspondiendo εg a la llamada eficiencia geométrica y εd a la eficiencia intrínseca.

La primera tiene en cuenta la geometría de la medida y, salvo factores que no se detallarán

aquí, no es sino la relación entre el ángulo sólido subtendido por la fuente y detector y el

máximo ángulo sólido posible en una medida, es decir 4π.

πε

4Ω

=

Si la cantidad εg expresa la fracción de partículas o fotones que habiendo sido

emitida por la fuente ha alcanzado al detector, la eficiencia intrínseca εd indica cuántos

de esos sucesos que han llegado al detector produc en una señal analizable:

llegados sucesos de númerodetector elpor sregistrado sucesos de número

=ε

Mientras que el primer factor εg no depende esencialmente de la naturaleza de la

radiación, la eficiencia intrínseca varía con ésta, siendo distinta, para un detector

determinado, en función de las carac terísticas de la radiación incidente. En general, las

partículas cargadas tienden a ser detectadas con una eficiencia mayor que los fotones, pues




41

debido a la mayor penetración de éstos, se requerirían detectores de volumen muy grande

para alcanzar eficienc ias intrínsecas cercanas a 1.

La ventaja de disponer de detectores con un alto grado de eficiencia es fácil de

comprender si se considera que el tiempo de recuento necesario para alcanzar un nivel de

número de impulsos predeterminado varía inversamente c on la eficiencia del sistema de

detección. Sin embargo la dificultad de diseñar detectores que “envuelvan” a la muestra

radiactiva (condición necesaria para que 1≈ε ) unido a otras consideraciones, hacen pocas

veces se disponga de dete ctores cuya eficiencia total se acerque al 100 %.

2.7. Resolución en tiempo, el problema del tiempo muerto

Para cualquier detector, con la correspondiente cadena electrónica asociada, existe

un intervalo de tiempo mínimo, τ , que debe separar a dos sucesos consecutivos si se quiere

que ambos sean registrados separadamente. Este intervalo acostumbra a denominarse

tiempo muerto y su existencia provoca que, cuando llegan al detector sucesos a un ritmo

muy rápido, se produzcan pérdidas de recuento que crecen con la tasa de llegada de

impulsos.

Atendiendo a su comportamiento, los sistemas de medida se clasifican según dos

grandes grupos: de tiempo muerto no extensible y de tiempo muerto extensible. En los

segundos (figura 12) l a llegada de un suceso antes de que haya transcurrido el intervalo de

tiempo τ provoca una nueva paralización del sistema durante otro intervalo τ . Por el




42

contrario, en los sistemas de tiempo muerto no extensible, la llegada de sucesos durante el

intervalo τ no aumenta éste. La existencia del tiempo muerto obliga a corregir la s tasas

observadas de recuento de acuerdo con el valor de τ para obtener las tasas reales. Las

correcciones son más sencillas para los sistemas de tiempo muerto no extensible, por lo

que, cuando es posible, se prefiere diseñar sistemas de este tipo.

Fig. 12. Sistema de tiempo muerto a) extensible y b) no extensible

Si la tasa de llegada de sucesos al detector es N, puede demostrarse que, para

sistemas con tiempo muerto no extensible, se cumple la relación:

τRRN

−=

1

siendo R el recuento observado en el detector caracterizado por un tiempo muerto .

a

b

tiempo

tiempo

τ




43

Para el caso de los sistemas con tiempo muerto extensible, la relación entre estas

variables viene dada por la ecuación:

τ⋅−⋅= NeNR

Que, en el caso general, debe re solverse por un procedimiento iterativo. Para pérdidas de

recuento inferiores al 10 %, puede utilizarse la expresión aproximada:

( )2

12τ

τRR

RN

−−

=

cuya precisión es mejor que 0,1%.

2.8. Métodos absolutos y relativos de medida de la actividad

Un método de medida de la actividad se considera absoluto cuando el resultado se

obtiene sin necesidad de recurrir a ninguna medida de la actividad de otra fuente, sino

solamente a partir de la tasa de recuento, el tiempo de la medida, el ángulo sólido o, en

general, cualquier combinación de parámetros distintos de la actividad.

Por contraposición, un método se denomina relativo cuando se apoya en una medida

adicional con una fuente radiactiva cuya actividad se conoce de antemano. Un esquema

ideal de método r elativo se presenta en la figura 13. Una fuente radiactiva de actividad

conocida (A) se sitúa frente el detector, obteniéndose una tasa de recuento R. La fuente




44

problema se mide en idéntica posición que la anterior y se obtiene entonces una tasa de

recuento R’. Idealmente, la actividad de esta fuente vendrá dada por la expresión:

Fig.13

Para que el método funcione en la forma ideal que se ha descrito, debe suponerse

que la eficiencia de recuento para ambas fuentes es la misma, lo que a su vez implica una

serie de condiciones previas como son: geometría de medida y espectros de energías

similares y tasas de recuento del mismo orden. En la medida en que estas condiciones se

cumplan, los resultados de un método relativo serán más o menos precisos .

En muchas ocasiones, un mismo equipo puede realizar medidas de carácter absoluto

o relativo dependiendo de su empleo. Por otro lado, es preciso tener en cuenta que, a

ESCALA DE

RECUENTEO

DETECTOR FUENTE

RADIACTIVA

R A

R’ A’

A’= A R’ / R




45

menudo, un método relativo puede ocultar su naturaleza. Por ejemplo, es posible que la

geometría de un sistema de medida se haya calibrado previamente mediante el uso de una

procedencia. En todo caso, es evidente que los métodos relativos requieren la existencia de

métodos absolutos, de los cuales se deriva finalmente la referencia de activ idad.



Contaminámetro FHT -111M EBERLINE

46

3. Contaminámetro FHT -111M EBERLINE

3.1. Principio de funcionamiento

El dispositivo detector utilizado es un contador Geiger -Müller. Como se ha indicado

anteriormente éste proporciona una serie de impulsos que se envían hacia el

microprocesador, donde s e cuentan y se procesan convenientemente para proporcionar

valores de tasa de impulsos.

Una vez obtenida la tasa de impulsos ésta se transforma en tasa de actividad para su

posterior visualización.

Fig. 14. Diagrama de bloques del contamin ámetro FHT-111M EBERLINE

BATERIA 9V

LED

REGULADOR DE

TENSION

CONFORMADOR DE

PULSOS

FUENTE DEALTA

TENSION

µ PROCESADOR

TECLADO

LCD

GENERADOR ACUSTICO

+ 5V

- 5V

CONECTOREXTERNO

SONDA 5V




47

El valor de la tasa de impulsos se obtiene siguiendo una constante de tiempo de

amortiguación para minimizar las fluctuaciones en el visualizador, debido a que los

impulsos de detección no se obtienen en una serie de intervalos idé nticos entre ellos, sino

que están sujetos estadísticas aleatorias.

Para realizar la cuenta de n impulsos el error cometido es aproximadamente de

n± , por lo tanto se obtiene que en aproximadamente una tercera parte de los casos de

desviación medida del contaje de pulsos principal es mayor que n .

Cuanto mayor sea el tiempo de medida y por lo tanto el contaje de impulsos n,

menor será el ancho de la fluctuación relativa nn

n 1= .

3.1.1. Constantes d e tiempo en el FHT-111M EBERLINE

En el FHT-111M EBERLINE funcionan dos medidores de tasa en paralelo: uno se

visualiza constantemente en el display y asigna automáticamente su constante de tiempo a

la tasa de impulsos determinada. A una frecuencia de impu lsos pequeña le corresponderá

una constante de tiempo elevada, mientras que si la frecuencia de impulsos es elevada se

utilizará una constante de tiempo pequeña.

La figura 15 de la página siguiente muestra la relación entre la constante de tiempo

y la relación de impulsos recibida.




48

Nº pulsos/segundo Constante de Tiempo

2.5 10

5 5

8 3.12

10 2.5

15 1.7

20 1.25

Fig.15. Constante de tiempo asignadas a las tasas de impulsos

Como con una constante de tiempo elevada el display reacciona muy lentamente

frente a las variaciones de frecuencias, se ha introducido un segundo medidor de tasas con

una constante de tiempo de 3s que actúa con mayor rapidez.

Si ahora la diferencia entre los valores proporcionados por los dos medidores de

tasas es mayor que una te rcera parte del valor del medidor más rápido, el procesador reduce

radicalmente a 3s la constante de tiempo del primero para lograr alcanzar asignaciones más

rápidas.

De este modo se podrán visualizar con mayor velocidad cambios rápidos de tasas.

Se deberían mencionar dos características más de interés: para rangos muy

pequeños la diferencia de valores obtenidos será frecuentemente mayor que una tercera




49

parte del valor proporcionado por el segundo medidor de tasas. Por esta razón, con una

diferencia menor que 1.25 pulsos/s, el mecanismo de reducción de la constante de tiempo

explicado no resulta operativo.

Lo mismo ocurre en el caso de que la constante de tiempo del primer medidor de

tasas sea menor que 3s para contajes de rangos muy elevados.

Con la ayuda de las características del detector almacenadas en el microprocesador,

se realizará una conversión de tasa de pulsos recibidos a su equivalente en tasa de actividad,

que finalmente se visualizará.

3.1.2. Esquema electrónico y funcionamiento

En el esquema (figura 16 ) se muestran los principales elementos que constituyen la

instrumentación asociada a los detectores de radiación nuclear.

A diferencia con el esquema de bloques del contaminámetro vista en el apartado

anterior, éste consta de un previo o p reamplificador y un amplificador. La explicación se

obtiene del hecho que la cantidad de carga eléctrica recogida por el electrodo colector de un

detector de ionización es pequeñísima.

La amplitud de los impulsos de detección es proporcional a esa cantida d de carga e

inversamente proporcional a la capacidad asociada al electrodo colector del detector, por lo

que conviene mantener dicha capacidad lo más pequeña posible a fin de no degradar la




50

amplitud de los impulsos y evitar el riesgo de que sean enmascara dos por el ruido eléctrico

presente de manera inevitable en todo circuito.

Fig. 16

PREVIO

DISCRIMINADOR

CONTADOR

CONVERTIDOR Frecuencia

Tensión

DETECTOR

Umbral

AMPLIFICADOR

FUENTE DE POLARIZACION

Umbral

1 5 3 0 1

BASE DE TIEMPO

INDICADOR

1 0

T

T= intervalo de contaje




51

Por otro lado conviene que la constante de tiempo RC, que forma dicha capacidad

con la resistencia intercalada en el circuito. No sea mucho menor que el tiempo de

colección de las cargas en el detector, pues en caso contrario también se degrada la

amplitud de los impulsos. Esto implica que la mencionada r esistencia habrá de ser muy

elevada.

Estamos con un circuito de alta impedancia, con resistencia muy elevada y

capacidad muy pequeña, por lo que las diferencias de potencial dan lugar a intensidades

muy débiles. La amplitud de tensión de los impulsos es muy pequeña y del todo

insuficiente para accionar directamente los equipos electrónicos que habrán de procesar la

información contenida en los impulsos de detección. En consecuencia las señales deben ser

sometidas a un proceso de amplificación.

En el caso de que nos precede los impulsos obtenidos pueden ser de varios voltios,

lo cual explica la simplificación de la instrumentación vista en el esquema.

Aunque nuestro caso no sea éste, pero nos podemos preguntar el por que de la

necesidad de un preampli ficador y posteriormente un amplificador. ¿No sería suficiente con

un solo amplificador de mayor ganancia?.

Para ello se requiere de un cable apantallado pues de lo contrario las señales serían

interferidas en los laboratorios. Sin embargo esta solución tiene el gran inconveniente de

añadir la capacidad del cable al electrodo colector, y ésta puede ser varias veces mayor que

la del propio detector.




52

Para evitar este inconveniente la amplificación se lleva a cabo en dos etapas, la

primera de las cuales s e encomienda a un dispositivo amplificador muy compacto que se

puede unir directamente con el detector sin necesidad de cable de interconexión. Este

dispositivo recibe el nombre de preamplificador, y se conecta directamente al electrodo

colector del detector de ionización.

El preamplificador recibe la señal del circuito del detector y la suministra en su

circuito con una amplitud de tensión sólo algo mayor. La ganancia suele estar comprendida

entre uno y diez. Pero, a diferencia del circuito detector, el circuito de salida del

preamplificacidor es de baja impedancia y por tanto es capaz de suministrar una intensidad

y una potencia mucho mayores que evitan que la señal sea degradada por la capacidad del

cable que le une al resto de la instrumentación.

El amplificador sí puede estar unido al preamplificador por un cable apantallado de

una cierta longitud pues, como ya se ha indicado, la baja impedancia de salida de éste

último impide la degradación de los impulsos. Los preamplificadores llevan siempre unos

mandos para ajustar la ganancia y en ocasiones también para ajustar filtros internos que

permiten realzar la señal frente al ruido electrónico o conformar el aspecto temporal de las

señales a fin de adecuarlas al tratamiento subsiguiente.

Una vez amplificada la señal de detección, el proceso más sencillo al que se debe

someter es el simple recuento de los impulsos o sucesos de detección. Los circuitos

contadores requieren, para su buen funcionamiento, que los impulsos recibidos estén




53

debidamente conformad os en el sentido de que tengan una amplitud y, eventualemente, una

duración bien definida.

Han de ser lo que en electrónica digital se llaman impulsos lógicos, caracterizados

por tener dos únicos niveles a los que se asignan arbitrariamente los valores c ero y uno.

Los circuitos encargados de convertir en impulsos conformados los procedentes del

amplificador, y en nuestro caso concreto del propio detector, son los llamados

conformadores de impulsos.

Por tanto, son circuitos que en respuesta a un impuls o aplicado a la entrada, que

pueden ser de amplitud muy variable, generan en su salida un impulso rectangular de

dimensiones invariables.

Además del proceso de conformación, estos dispositivos suelen incorporar un

mando que permita seleccionar el nivel m ínimo del impulso de entrada, denominado

umbral, para el que se obtendrá un impulso a la salida. En equipos asociados a detectores de

tipo Geiger-Müller, existen en los cuales este nivel de discriminación suele ser fijo.

Una importante finalidad de la fu nción umbral es la de impedir que sean totalizados

como sucesos de detección los pequeños impulsos eléctricos que constituyen el ruido en la

cadena de detección.




54

Una vez tenemos los impulsos conformados, éstos se contabilizarán por medio de

un contador a lo largo de un intervalo de tiempo determinado por la base de tiempos. Esta

última etapa que a simple vista no aparece en el esquema del contaminámetro se lleva a

cabo en el microprocesador.

En el diagrama de bloques del contaminámetro aparecen además u n regulador de

tensión y un generador de alta tensión. El primero está destinado a obtener una tensión

estable de 5V a partir de la tensión de 9V suministrada por la batería y así poder alimentar

todas las subunidades del circuito. No se conecta a un fuent e de alimentación ya que como

sabemos nuestro equipo debe disponer de total autonomía para podernos desplazar con él

sin dificultad a las zonas de medida.

El generador de alta tensión está destinado a polarizar adecuadamente el detector de

radiaciones ionizantes. La tensión que proporciona debe estar muy bien estabilizada pues la

amplitud de los impulsos que proporciona el detector es extremadamente sensible a las

variaciones de la tensión de polarización.

3.2. Descripción

El equipo Contamat FHT -111M (figura 17) es un instrumento portátil válido para la

detección de la contaminación superficial de las radiaciones ionizantes α y β +γ .




55

Basado, como anteriormente hemos indicado, en una unid ad electrónica que

incorpora un microprocesador una pantalla digital y un teclado, y en una serie de tubos

deflectores intercambiables dependiendo del tipo de radiación que se trabaje.

Posee la capacidad de memorizar hasta 256 valores, pudiendo leerse es tos

directamente en pantalla o bien ser transferidos a una impresora u ordenador.

Además, es capaz de medir y visualizar las radiaciones α y β +γ independiente en

pantalla. Dicha separación es efectuada mediante la discriminación de altura de pulsos

(característica intrínseca de cada detector).

Puede trabajar como un contador de cuentas, (con capacidad máxima de 19999 cps),

ó como medidor de tasa con compensación de fondo y corrección de is ótopos; en el cual es

mostrado en pantalla las lecturas digitales.

Este modelo utiliza un detector de flujo constante de gas PR (Argón -Metano), a

diferencia de otros modelos que utilizan gas Butano licuado de flujo no constante.

Está previsto para una conexión a un soporte mural ó unidad básica, mediante la

cuál se realiza una purga constante de gas PR, y se produce la carga automática de los

acumuladores del equipo, siendo necesario que esta no permanezca más de tres horas

desconectado de la unidad bás ica. Después de estar aproximadamente diez minutos

conectado a la unidad básica el equipo está preparado para utilizarse. La unidad dispone de

alarmas acústicas y visuales de fallo ó radiación, que pueden activarse cuando el contamat




56

Fig. 17




57

está insertada en la base mural. Además, dispone de idénticas alarmas activadas por baja ó

alta tasa de contaje.

En la parte superior hay tres indicadores visuales de los colores siguientes (figura

17):

- Lámpara verde (14): cuando está apagada indica fallo del equipo, cps por debajo del

umbral 1.

- Lámpara ámbar (15): Se ilumina cuando se supera el primer umbral de alarma

prefijado.

- Lámpara roja (16): Se enciende cuando se supera el umbral de alarma

correspondiente prefijado.

En la parte superior están las conex iones para el suministro de gas y de tensión a la

sonda. En el lateral izquierdo se observan los siguientes elementos:

- Enchufe (17).

- Fusibles (18): 2 de 0.25 Am.

- Interruptor marcha/paro (19).

- Altavoz indicador acústico de fallo de alarma por alta radiació n del detector (20).

Como características generales, cabe añadir:

- Alimentación eléctrica: 220v 50 Hz

- Dimensiones:

310 mm de largo.




58

190 mm de ancho.

185 mm de alto.

- Peso:

2.5 Kgr

- Temperatura de operación: de 0 a +50 ºC.

3.3- Características

Detector modelo: Contamat FHT-111M

Fabricante: Eberline

Tipo de detección: Contaminación α y/o β +γ

Rangos de medida: (3 seleccionables) 0-19999 cps

0-19999 Kbq

0-19999 Bq/cm2

Constante de tiempo: Automática

Escala visual: Digital

Indicador audible: Indica cada entrada de pulsos,

seleccionable mediante pulsador

Indicador de alarma: Visual y acústica, para α y β + γ

Nivel de alarma: Ajustable en modos Bq, Bq/cm 2 y cps

Alimentación eléctrica: 5 pilas de de Ni-Cd recargables usando el

cargador de base mural




59

Dimensiones: Longitud: 216 mm

Amplitud: 138 mm

Altura: 115 mm

Peso: 1.5 Kg. (con sonda Butano)

Tipos de sonda y gas de llenad o: 42496/30 FHT-111-EM3 (Ar-CH4)

42496/20 FHT-111-GB1 (Butano)

Superficie: 166 cm2

Alto voltaje: Máximo 3500 V dc

Temperatura de trabajo: Entre +10 y +45ºC

Salida a impresora: Mediante cable especial se pueden transferir los valores de la memoria

del instrumento a la impresora.

Interfase vía ordenador: El Contamat pude comunicarse con un ordenador, en el cual es

posible hacer una medida automática y ser registrada en este.

3.4. Funciones del Contamat

Encendido y apagado del instrumento.

Pulsando alternativamente esta tecla, encendemos y apagamos la unidad. Una vez en

marcha, el equipo realiza un autotest de todos los segmentos del display. Si se mantiene la

tecla pulsada, visualizaremos por pantalla el número del detector, arriba a la derecha, y l os




60

parámetros del software, a la izquierda. Si el detector no es reconocido, el instrumento se

desconecta automáticamente.

Al conectar el instrumento, pueden obtenerse algunas funciones, combinando dos

teclas simultáneamente, dejando de serlo al conmuta r ON/OFF. Para prevenir posibles

operaciones accidentales, estas funciones sólo pueden obtenerse en el soporte mural ó bien

con un conector especial, conectando en la base de conexión para impresora y ordenador.

Si al poner el Contamat en marcha apar eciese ‘__H’ arriba a la derecha, se deberá

ajustar el reloj. Dicho ajuste se llevará a cabo con las teclas,

Entonces pulsar . Posteriormente, introducir los minutos de la

misma manera descrita anteriormente.

Alarma acústica

Pulsando alternativamente esta tecla, se activa o desactiva la señal acústica de la

entrada de pulsos. Las alarmas acústicas son silenciadas con esta tecla, independientemente

del indicador de pulsos.

Modo contador

Pulsando alternativo esta tecla po dremos elegir el modo de cuentas (cps, s -1). En

modo contador, el segundero se pone a ‘0’ y empieza a contar, en pantalla podremos ver el

valor promediado de la tasa de cuentas actualizado cada segundo, y en la parte superior de

la pantalla, el tiempo tran scurrido. Éste último, está limitado en 999 segundos. Está claro




61

que cuanto mayor sea el tiempo promediado, mayor será la precisión de la medida. La

indicación instantánea es promediada de acuerdo con el tiempo transcurrido.

Pulsando la tecla durante la medición, en la pantalla se visualizará la

desviación estándar de la lectura ( σ ). Este valor es la precisión de la medida.

Memoria.

Al pulsar esta tecla, conseguimos que el valor visualiza do en aquel momento junto

con toda la información relevante, sea transferido directamente a la memoria del equipo,

ocupando el primer lugar consecutivo de la misma, y cuyo número de referencia se

visualizará en pantalla durante unos instantes.

Realizando este proceso en el modo cuentas (tiempo transcurrido), conseguimos que

el valor visualizado sea introducido en memoria, pasando el equipo al modo Bq, cps o

Bq/cm2 .

Tipo de radiación.

Pulsando alternativamente esta tecla, selec cionaremos el tipo de radiación medida

(alfa o Beta + Gamma). Aunque por pantalla sólo aparezca una de las formas, el equipo

mide las dos formas, el equipo mide en contínuo los dos tipos de radiación.

Modo de lectura.

Pulsando repetidamente esta tecla, se irá seleccionando secuencialmente los

distintos modos: cuentas, Bq, Bq/cm 2.




62

Fig 18. Esquema de la unidad básica Contamat FHT -111M.




63

3.5. Modos de operación

Los valores medidos pueden ser visualizados en pantalla en cp s, Bq o Bq/cm 2,

dependiendo de la preselección realizada.

Las combinaciones de teclas son:

Pulsando 2 segundos aproximadamente.

En modo contador, inicia el contaje de fondo.

Visualizaremos el umbral de alarma prefijado mientras estés pulsando la t ecla.

Mientras se esté pulsando la tecla, podremos ver las cps de fondo prefijadas para

restar la medida.

Visualizaremos la desviación estándar (1 σ ) en modo contador, mientras la tecla

es presionada.

Reinicio del punto d e localización en la memoria del equipo. Para iniciar

Nuevas series de medidas.

Visualiza el contenido de la memoria.




64

El display parpadeará indicando que vamos a visualizar el contenido de la

memoria. Pulsando ambas teclas podremos cambiar el punto de localización y leer los datos

almacenados. Manteniendo la tecla pulsada, la velocidad de cambio se incrementará.

Cabe destacar que el número de localizaciones de memoria máximo es de 256. Y

que dicha memoria permanece intacta, incluso con el equ ipo apagado y durante el

intercambio de baterías.

Una vez se hayan leído las lecturas medidas en el display volveremos a la posición

normal.

Utilizando de nueva esta última tecla seleccionaremos la unida de medida en

pantalla: s-1 (cps), Bq o Bq/cm 2.

Cuando se muestra la actividad en Bq ó Bq/cm 2, además se ve el núclido principal

programado (peso atómico) arriba a la derecha de la pantalla.

Si el tipo de radiación del núclido seleccionado no está conforme con la unidad

programada en pantalla, el va lor de la medida viene dado en s -1 (cps). Por ejemplo, si como

nucleido principal tienes un emisor beta seleccionado, el valor del canal alfa puede ser

visualizado sólo en s-1 (cps).

Cuando seleccionamos el modo Bq o Bq/cm 2, aparece la palabra NUKLID

(nucleido) con un número situado a su derecha. En la mayoria de los casos dicho número se




65

corresponde con el peso atómico del isótopo. El equipo posee ‘unos espacios vacios’ para

realizar calibraciones específicas de otros isótopos.

Para seleccionar los isótopos introducidos en la memoria de la unidad basta con

mantener pulsada la tecla e ir pulsando repetidamente .

De esta forma, y con cada pulsación realizada, irán apareciendo los números

atómicos de los diferentes isótopos. Una v ez elegido el isótopo, soltar dos teclas a la vez.

(Am241, TI204, C14, Cl36, Co60, Sr -Y90, Cs137).

Característica importante es el factor de calibración de cada isótopo. Para visualizar

dicho factor, seleccionar el isótopo y mientras se mantiene pulsad o pulsar

, en este instante aparecerá por pantalla el factor de calibración, pudiéndose variar

con

BqenActividadnCalibraciódeFactorCPS ____ =×

EficiencianCalibraciódeFactor 100__ =

El valor visualizado por pantalla dependerá del tipo de tubo detector y del área que

utilicemos, lo cuál es automáticamente corregida cuando el tubo detector es conectado.

Corrección de Fondo.




66

Para realizar mediciones con absoluta precisión, es necesario restarle a los valores

detectados la radiación del fondo (natural) que hay a en aquel lugar.

La corrección de fondo puede visualizarse, seleccionando previamente el tipo de

radiación. Basta con mantener pulsada la tecla y pulsar . Posteriormente

soltar ambas teclas.

La visualización de ‘b’ arriba a la derecha en el display, indica la selección de este

modo.

El valor del fondo puede incrementarse o disminuirse gracias a las teclas

.Y para volver al modo inicial pulsaremos .

Los valores de fondo para la radiación β +γ , pueden seleccionarse en Bq, Bq/cm 2 y

cps.

Pulsar la primera tecla y sin soltar, entonces encender el Contamat pulsando

la tecla ON/OFF. Soltar ambas y visualizaremos el tiempo de medida en modo contador,

además del tipo de medida ( α + β +γ ), pueden seleccionarse en Bq, Bq/cm 2 y cps.

En el siguiente esquema resumen (figura 19) se muestran las combinaciones de

teclado las principales operaciones b ásicas del Contamat FHT -111M Eberline




67

Fig. 18. Resumen modo operación básica

α α+β+γ

Manteniéndola pulsada se obtiene la medida en función de la Desviación Estándar

ON/OFF




68

En el siguiente esquema (figura 19) se muestra el modo de operación para la fijación de umbrales de alarma.

Fig. 19

α α+β+γ

Visualiza las medidas

almacenada y muestra en el

display su valor.

Pone a "0" las medidas

almacenadas

Fija el valor de ALARMA "α" o "α+β+γ" (según

se haya seleccionado)




69



Gama de verificación y calibración

69

4.Gama de verificación y calibración

La presente gama tiene por objeto:

• Describir las operaciones que deben realizarse para llevar a cabo la

calibración de los equipos de detección de contaminación superficial

Contamat FHT-111M.

• Establecer los criterio s de aceptación de la calibración para que los equipos

mantienen su respuesta dentro de unos límites adecuados.

• Presentar los formatos que deben cumplimentarse para tener constancia de

las medidas tomadas durante el proceso de calibración.

• Indicar la forma de cumplimentar dichos formatos.

La aplicabilidad de este procedimiento estará a disponibilidad de cualquier servicio

de protección radiológica.

4.1. Equipo de pruebas

Para la calibración de estos equipos se precisará:

• Soportes de separación fuente -detector (figura 20 ).

• Fuentes de calibración que se indicaran en los siguientes apartados 4.3.3,

4.3.4 y 4.3.5 .




70

4.2.- Precauciones de intervención

Ante todo antes de realizar esta gama hay que tener en cuenta unas consideraciones

generales de carácter p reventivo.

• Comprobar que el equipo no esté contaminado. Si el nivel de contaminación

superficial es superior o igual a los límites establecidos, hay que someter a la

descontaminación.

• Verificación del estado de las baterías

• Verificar el estado de purga de l detector. El equipo con el detector de gas

P.R. se deberá colocar en la unidad básica. Después de un tiempo prudencial

( 15 minutos aprox. ), el equipo estará preparado para su utilización.

El equipo con gas butano se cargará mediante una botella de gas butano.

• La calibración se llevará a cabo en ausencia de campos de radiación ajenos a

los producidos por las propias fuentes de calibración.

• Las medidas ( α y β +γ ) se realizaran en s -1.

• Al final de la calibración se introducirán en la memoria del equipo las

eficiencias del Am -241, del Sr-90 y del Co-60. El usuario seleccionará el

isótopo de referencia en función del tipo de medida.

4.3.- Instrucciones

4.3.1.- Instrucciones previas




71

Las medidas que a continuación se describen, se realizarán utilizando dos tipos de soportes

los cuales permiten colocar el detector perfectamente horizontalmente y a 10 mm de

distancia las fuentes de Sr -90+Y-90 y de Co-60, y a 5 mm la fuente de Am -241.

Se considera rá que la superficie efectiva del detector –Sd-, es igual a la superficie de

la superficie de la sonda (166 cm 2).

El equipo se programará para que los resultados aparezcan en Bq/cm 2, tomándose

como isótopo de referencia el Sr/Y -90.

.

Fig. 20. Posición de calibración para los isótopos Sr/Y -90 y Co-60.

SONDA

FUENTE DE CALIBRACION

SOPORTE DE CALIBRACION

10 m

m

15 m

m




72

4.3.2. Determinación del fondo

Seleccionar el tipo de medida y comprobar que las fuentes de calibración están

alejadas del equipo. Con la te cla de Lectura de fondo del Contamat se iniciará de forma

automática un contaje de fondo con una duración de 60 seg. (este tiempo de contaje puede

ser prefijado por el usuario).

4.3.3. Determinación de la eficiencia β +γ

Se utilizará la fuente de Co -60 cuyas características se indican en ls figura 21.

• Situar la fuente de Co -60 emisor β +γ , sobre el soporte de calibración.

• Seleccionar en el Contamat la medida β +γ .

• Iniciar el contaje a través del Contamat (con duración estimada de 60 seg.), y

una vez finalizado éste en el display mostrará el valor obtenido.

Posteriormente se anotará en el informe la Lectura de Equipo (Cn) cps pa ra

el Co-60 en el Anexo.

• Se procederá a calcular la eficiencia del equipo Ed (cps/Bq) mediante la

fórmula:

tTeACnEd

⋅−⋅⋅=

)2/1/693.0(2

donde:




73

Cn: Cuentas netas. (cps)

2: Factor para pasar de geometría 2 π a geometría 4 π .

A: Actividad de la fuente en Bq.

t: Periodo transcurrido en años desde la fecha del certificado de la

fuente hasta la fecha de calibración.

T1/2: Periodo de semidesintegración del Co -60 (años), especificado en

el certificado de la fuente.

• El valor obtenido se anotará en la tabla (figura 21) en la columna de la

eficiencia para el Co -60, así como la etiqueta de identificación adosada en el

equipo.

• Cuando hablemos de eficiencia del instrumento Contamat para β +γ , nos

referiremos a la eficiencia obtenida frente a la fuente de Co -60 y en las

condiciones de calibración.

4.3.4 Determinación de la eficiencia β

Se utilizará la fuente de Sr -90+Y-90 cuyas características se indican en el tabla de la

figura 21.

• Situar la fuente sobre el soporte bajo la sonda.

• Seleccionar en el Contamat la medida β .




74

• Iniciar el contaje a través del Contamat (con duración estimada de 60 seg.), y

una vez finalizado éste en el display mos trará el valor obtenido.

Posteriormente se anotará en el informe la Lectura de Equipo (Cn) cps para

el Sr-90+Y-90 en la tabla de la figura 21.

• Se procederá a calcular la eficiencia del equipo Ed (cps/Bq) mediante la

fórmula:

tTeACnEd

⋅−⋅⋅=

)2/1/693.0(2

donde:



A: Actividad de la fuente en Bq.



T1/2: Periodo de semidesintegración del Co -60 (años), especificado en


• Cuando hablemos de eficiencia del instrumento Contamat para β , nos

referiremos a la eficiencia obtenida frente a la fu ente de Sr-90+Y-90 y en

las condiciones de calibración.




75

• Para obtener la eficiencia β , introduciremos un nuevo parámetro asociado

al conjunto-sonda que está asociado al lugar de la medida, por lo que este

nuevo concepto se obtendrá a partir de las medidas realizadas en un entorno

de fondo análogo a donde se van a realizar las medidas. Para la

determinación del límite inferior (LID) del equipo (Bq/cm 2) se utilizará la

siguiente fórmula:

SdEdFTfF

LID⋅

+⋅=

)2/()/(65.12 τ

donde:

Ed: Eficiencia β del detector (cps/Bq)

Sd: Superficie activa del detector (166 cm 2)

F: Valor del fondo (cps)

Tf: Tiempo durante el cual se ha medido el fondo

τ: Constante de tiempo. Tomar el valor adecuado en la tabla del de la

figura 22 para el valor F.

El valor se anotará en la tabla de la figura 21 en la columna LID.

• Otro parámetro será el fondo máximo admisble (FMAD), el cual nos dirá el

valor máximo aceptable en el lugar de la medida, a fin de garantizar que es

posible detectar los niv eles que se establecen de otros parámetros de medida.




76

)2/1/1(3.3 2

222

π+⋅⋅⋅

=Tf

SdEdNcFMAD

donde:

FMAD: Fondo máximo admisible (cps)

Nc: Nivel de contaminación máxima β

Ed: Eficiencia β del detector (cps/Bq)


τ: Constante de tiempo. Según se ha indicado anteriormente

Τf: Tiempo de medida de fondo (s).

El valor obtenido se anotará en el anexo columna FMAD así como en la

etiqueta de calibración adosada en el equipo.

• El nivel derivado de referencia para la medida directa de contaminación

superficial β se utilizará la siguiente fórmula:

SdEdNcCND ⋅⋅=

donde:




77

CND: Nivel derivado de referencia (cps netas)

Nc: Nivel de contaminación superficial máxima β (4 Bq/cm2)

Ed: Eficiencia del detector para SR/Y -90 (cps/Bq)


El valor obtenido se anotará en la tabla de la figura 21 en la columna Nivel

derivado, así como la etiqueta de cal ibración adosada al equipo.

4.3.5. Determinación de la eficiencia a

• Se utilizará la fuente de Am -241 cuyas características se indican en la tabla

de la figura 21 . Situarla sobre el soporte de calibración

• Seleccionar la medida a en el Contamat. (La anotación aparecerá a la

derecha de la medida).

• Iniciar a través del Contamat el contaje automático con duración de 60 seg.

Una vez finalizado el contaje, en el display se mostrará el valor obten ido, el

cual se anotará en la tabla de la figura 21en la columna Lectura Equipo (Cn)

cps para Am-241

• Se calculará la eficiencia del equipo Ed (cps/cps) mediante la formula:

tTeACnEd

⋅−⋅⋅=

)2/1/693.0(2




78

donde:



A: Tasa de emisión a de la fuente, con geometría 2 π ,indicada en el

certificado de la fuente.



T1/2: Periodo de semidesintegración del Am -241 (años), especificado en


El valor obtenido se anotará en la tabla de la figura 21, columna Eficiencia

para el Am-241 (años), así como en la etiqueta de calibración adosada al equipo.

• La eficiencia α obtenida, es la eficiencia A del instrumento en las

condiciones de calibración.

4.3.6. Fijación del umbral de alarma

El límite de contaminación superficial desprendible β + γ para el material que sale

de zona radiológica es de 4 Bq/cm2. SR -90+Y-90 equivalente sobre una superficie máxima

de 300 cm2.




79

En principio los valores programados de los umbrales de alarma pueden ser

prefijados por el usuario, teniendo en cuenta que deben ser inferiores o iguales a los límites

de la legislación vigente. Así se ac tuará de la siguiente manera:

• El valor del umbral del equipo será el que corresponda a la suma del nivel

derivado neto más el valor del fondo obtenido en el lugar donde se realice el

control de contaminación de material.

• Seleccionaremos el valor de la me dida en el Contamat α o β+γ y

posteriormente prefijaremos a través del teclado los umbrales de alarma.

• Situaremos la fuente de Sr -90+Y-90bajo el detector y comprobaremos que

una vez superado el umbral de alarma se produce una señal acústica y se

ilumina el led correspondiente a la alarma β+γ.

4.3.7. Criterios de aceptación

Se considerará que los equipos se encuentran en condición de uso cuando su

eficiencia β esté comprendida entre 0.161 a 0.218 para los equipos con el detector de

butano y de 0.187 a 0 .253 con el detector de metano.




80

Fig.21-1 Determinación de la eficiencia.

FUENTES: Sr-90+Y-90 Am-241 Co-60

FECHA: 01/07/95 01/06/97 01/06/97

ACTIVIDAD: 250 Bq 204 Bq 445 Bq

TASA DE EMISIÓN

(2 pi): 302.7 s-1 72 s-1

PERIODO SEMIDES.: 28.5 años 432 años 5.271 años

SUPERFICIE FUENTE: 100 cm2 100 cm2 100 cm2

SUPERFICIE

DETECTOR: 166 cm2 166 cm2 166 cm2

EQUIPO: Nº Serie:

SONDA: Nº Serie:




81

FUE

NT

E

LEC

TU

RA

FON

DO

LEC

UR

A

EQ

UIP

O

LEC

TU

RA

NE

TA

EFI

CIE

NC

IA

LIM

ITE

INFE

RIO

R

DE

TE

CC

IÓN

FON

DO

MÁX

IM

O

AD

MIS

IBLE

N

IVE

L

DE

RIV

AD

O

NE

TO

(F) cps (C) cps (CN) cps (Ed)

tanto x1

(LID)

Bq/cm2

(Fmad)

cps

cps

Sr/Y

-90

Am

-241

N/A

N/A

N/A

Co-

60

N/A

N/A

N/A

¿Se cumple criterio de aceptación β? SI NO

Realizado:_____________ Firma: _____________ Fecha:___/___/___

Fig. 21-2




82

Fig.22. Tabla de constantes de tiempo en función de las tasas de cuentas

Los valores de las constantes de tiempo de la tabla están basados en la

información recibida del fab ricante en la que establece que el error relativo (E) de estos

equipos es de 20% para las tasas (R) comprendidas entre 2,5 y 25 cps.:

2/1)2

(.τ⋅

=RRE

TASA (cps) CTE. TIEMPOS (s)

2.5 10

5 5

8 3.12

10 2.5

15 1.7

20 1.25

25 1

4.3.8. Periodicidad

El equipo se calibrará anualmente y siempre que sufra cualquier avería cuya

reparación pueda implicar una alteración de la respuesta.




83

4.3.9. Etiquetado

Una vez que el equipo se haya calibrado, se señalizará con la etiqueta de calibrado

en la que figurará como mínimo:

• Número de serie del equipo.

• Fecha de calibración.

• Eficiencia αy radionucleido con la que ha sido hallada.

• Eficiencia β y radionucleido con la que ha sido hallada.

• Eficiencia α+β.

• Nivel derivado de referencia.

• Fondo máximo admisible.

• Fecha de la próxima calibración.

Aquí se muestran las diferentes etiquetas a utiliz ar después de la calibración. (Figura

23).




84

Fig 23. Modelos de etiquetas.

EMPRESA:

Nº serie:_____________________

Fecha Cal.:__________________

Verif. Por:___________________

Ef. Alfa:_____________________

Ef. Beta:____________________

Ef. Beta-Gamma:______________

Nivel der. Ref.:________________

Próx. Ver.: ___/___/___

EMPRESA:

NO USAR

PRUEBAS

Nº serie:________________

Motivo:_________________

Nombre:________________

Fecha: ___/___/___

FUERA DE SERVICIO

Fecha:___/___/___



Procedimiento de medida

85

5. Procedimiento de medida

Este procedimiento tiene por objeto establecer las normas a seguir para realizar

medidas, tanto directas como indirectas, de la contaminación superficial alfa y beta-gamma

de material reutilizable en el punto de control de salida de materiales con los equipos

portátiles correspondientes.

Este procedimiento aplica a las medidas de contaminación superficial alfa y beta-gamma

de materiales reutilizables, no incluyendo personas ni residuos.

5.1. Medida de la contaminación superficial

5.1.1. Medida de la contaminación superficial total:

Fija + desprendible

La contaminación superficial total beta-gamma de un objeto, material o equipo

corresponde a la contaminación fija más la contaminación desprendible, y se obtiene mediante

la medida directa, con el equipo portátil correspondiente, del material a controlar

radiológicamente.

Para la realización de la medida se procederá de la siguiente forma:

• comprobar que el equipo está operativo

• comprobar que el fondo está por debajo del fondo máximo admisible indicado en la

etiqueta de calibración adosada al equipo. En caso contrario, la medida tendrá que

realizarse en otro lugar donde el fondo lo permita.




86

• realizar la medida colocando la sonda del equipo a 1 cm del objeto a controlar y

centrada siempre que el objeto a medir tenga una superficie inferior a la sonda del

detector. En caso contrario, se procederá a realizar un barrido lento de la superficie a

medir, y en caso de observarse un aumento en la indicación del detector, hacer una

medida estática sobre la superficie donde se produjo dicho aumento

• comparar el resultado (cps) con el nivel derivado de referencia, indicado en la etiqueta

de calibración adosada al equipo.

5.1.2. Medida de la contaminación superficial desprendible

La contaminación superficial desprendible beta-gamma de un objeto, material o

equipo se obtiene mediante la realización de un frotis sobre una superficie de 300 cm2 (si la

superficie del material es inferior a este valor, el frotis se realizará sobre toda su superficie) del

material a controlar, siendo medido este frotis con el correspondiente equipo portátil.

Para la determinación de la contaminación superficial desprendible se realizarán

los siguientes pasos:

• comprobar que el equipo está operativo

• comprobar que el fondo está por debajo del fondo máximo admisible, indicado en la

etiqueta de calibración adosada al equipo. En caso contrario, la medida tendrá que

realizarse en otro lugar donde el fondo lo permita o se disponga de equipos con un

LID más bajo (equipos de bajo fondo).

• realizar la medida colocando la sonda del equipo a 1 cm del frotis y centrada




87

- comparar el resultado (cps) con el nivel derivado de referencia, indicado en la etiqueta de

calibración adosada al equipo.

Fig.24

En la tabla (figura 24) se muestran los valores de contaminación superficial en función

del método y tiempo de toma de lecturas.

5.2. Criterios para el control de materiales

Se realizará un control de la contaminación superficial alfa y beta-gamma, con los

equipos portátiles correspondientes, siguiendo los siguientes pasos, que se muestran

graficamente en el diagrama de flujo (figura 25).

NIVEL

CONTAMINACION

METODO

MEDIDA

FOND. MAX

ADMISIBLE

NIV.

DER.

NETO

TIEMPO

FONDO

TIEMPO

MEDIDA

γβ +

0.4 Bq/cm2 DIRECTO 229 cps 14 cps 25 R 25 R

γβ +

0.4 Bq/cm2 FROTIS 81 cps 8 cps 25 R 25 R

α

0.04 Bq/cm2 DIRECTO 1,1 cps 0.7 cps 999 C 80 R

α

0.04 Bq/cm2 FROTIS 0,4 cps 0.4 cps 999 C 80 R




88

5.2.1. Medida directa (fifa+desprendible)

• . Si el resultado de la medida es inferior al nivel derivado (cps) asociado a 0,4 Bq/cm2,

equivalente a Sr/Y-90, de contaminación superficial total, el material puede salir

libremente.

• . Si el resultado de la medida es superior al nivel derivado (cps) asociado a 4 Bq/cm2,

equivalente a Sr/Y-90, de contaminación superficial total, el Servicio de P.R. decidirá

si el material se descontamina o permanece bajo control. En caso de realizar una

descontaminación, tras la misma se volverá a iniciar el proceso.

• . Si el resultado de la medida está entre los niveles derivados (cps) asociados a 0,4

Bq/cm2 y 4 Bq/cm2, equivalente a Sr/Y-90, de contaminación superficial total, se

realizará el control radiológico mediante una medida indirecta.

5.2.2 Medida indirecta (desprendible)

• . Si el resultado de la medida es inferior al nivel derivado (cps) asociado a 0,4 Bq/cm2,

equivalente a Sr/Y-90, de contaminación superficial desprendible, el material puede

salir libremente.




89

Fig 25. Esquema se control superficial para materiales reutiliazables (β+γ) (∗).

MATERIAL A SALIR

DESCONTAMINACION

MEDIDA CST

Valor de CST

MEDIDA CSD

Criterio de P,R.

Valor de CSD

LIBR

E

Permanencia bajo control

CONTROL SALIDA MATERIALES

CST>4 Bq/cm2 (equiv. Sr/Y-90)

CST<4 Bq/cm2 (equiv. Sr/Y-90)

0.4<CST< 4Bq/cm2 (equiv. Sr/Y-90)

EXTERIOR

CSD>4 Bq/cm2 (equiv. Sr/Y-90)

CSD<4 Bq/cm2 (equiv. Sr/Y-90)

MED

IDA

IND

IREC

TA (F

RO

TIS)

C

SD: C

onta

min

ació

n su

perfi

cial

des

pren

dibl

e

MED

IDA

DIR

ECTA

C

ST: C

onta

min

ació

n su

perfi

cial

tota

l

(*) Para emisiores α, los valores que hay que aplicar son del orden diez veces inferior.

90

• . Si el resultado de la medida es superior al nivel derivado (cps) asociado a 0,4

Bq/cm2, equivalente a Sr/Y-90, de contaminación superficial desprendible, el

Servicio de P.R. decidirá si el material se descontamina o permanece bajo control.

En caso de realizar una descontaminación, tras la misma se volverá a iniciar el

proceso.

Presupuesto

91

6. Presupuesto

Presupuesto del proyecto

1.- Ingeniería de disenyo 1202,00 €

2.- Equipos

Detector de radiaciones.

3 Fuentes radiactivas paracalibración

2 Botellas de gases para calibración

2 Manoreductores botellas

7813,20 €

252,50 €

250,00 €

90,00 €

3.- Materiales

Tubing acero inox. 3/8”

Fundas ubicación fuentes radiactivas

210,50 €

240,50 €

4.- Obra civil

Encimera para instalar aparato

540,90 €

5.- Estructuras y soportes

equipos

Soportes para instalar fuentes y

botellas

300,50 €

6.- Electricidad

Instalacion tomas decorriente

60,10 €

7.- Montaje, instalación y

puesta

en marcha de los equipos

600,00 €

8.-Formación y entrenamiento en personal de operación 720,00 €

TOTAL 12280,20 €



Bibliografía

92

7. Bibliografía

• Asociaciación de medicina y seguridad en el trabajo de Unesa para la industria

eléctrica : Documento Ref. 095 AMYS

• Servicio de Protección Radiológica C.N. Vandellós II

• Curso de capacitación para supervisores de instalaciones radiactivas. PROINSA

• Sistema de vigilancia de la Radiación. Tecnatom, S.A.



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