TEMA 4 DOSIMETRÍA DE LA RADIACIÓN

TEMA 4
DOSIMETRÍA DE LA RADIACIÓN
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ÍNDICE:
1.- DEFINICIÓN DE DOSIMETRÍA. DOSIMETRÍA AMBIENTAL Y PERSONAL.
2.- MONITORES Y DOSÍMETROS DE RADIACIÓN.
2.1. Dosímetros personales.
2.2. Dosímetros operacionales.
2.3. Monitores de tasa de exposición o de dosis.
2.4. Monitores de contaminación.
3.- DETECTORES DE NEUTRONES.
3.1. Reacciones de interés
3.2 Monitores de área
3.3 Dosímetros personales
4.- INTERPRETACIÓN DE LECTURAS DOSIMÉTRICAS.
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1.- DEFINICIÓN DE DOSIMETRÍA. DOSIMETRÍA AMBIENTAL Y PERSONAL
La dosimetría es la ciencia que tiene por objeto la medida de la dosis absorbida. Por extensión
se aplica también a la determinación de cualquier otra magnitud radiológica.
Para la vigilancia radiológica continua de los trabajadores expuestos a las radiaciones
ionizantes suelen realizarse dos tipos de controles:
a) Vigilancia radiológica del ambiente de trabajo que comprenderá:
•
•
La medición de las tasas de dosis externas, especificando la naturaleza y
calidad de las radiaciones de que se trate.
La medición de las concentraciones de actividad en el aire y la contaminación
superficial, especificando la naturaleza de las sustancias radiactivas
contaminantes y sus estados físico y químico.
b) Medida periódica de las dosis acumuladas por cada individuo durante su trabajo.
El primer tipo de medidas es el objetivo de la dosimetría ambiental, utilizando dispositivos
que registren las dosis en puntos claves de la instalación radiactiva, también es necesario para
cumplir el requisito de vigilancia radiológica del ambiente de trabajo utilizar equipos que
evalúen la actividad o concentración de actividad. A estos dispositivos se les denomina
monitores de radiación y de contaminación.
La medida de las dosis acumuladas por cada trabajador se realiza mediante la llamada
dosimetría personal, utilizando dispositivos que lleva cada persona permanentemente y que
registran por tanto la dosis que recibe individualmente.
La Dosimetría Personal abarca dos aspectos: Control y medida de las dosis recibidas por
irradiación externa (Dosimetría Personal Externa), y control y medida de la dosis recibida por
contaminación interna (Dosimetría Personal Interna).
Para el control y medida de las dosis recibidas por irradiación externa se emplean los
dosímetros personales, una breve descripción de los más empleados se desarrolla a lo largo
del tema.
La Dosimetría Interna evalúa dosis a partir de los datos de la actividad de un determinado
radionucleido incorporado en el organismo. La evaluación de dosis es compleja, realizándose
medidas directas (Contador de Radiactividad Corporal) o indirectas (mediante el análisis de
excretas).
2.- MONITORES Y DOSÍMETROS DE RADIACIÓN
La detección y medida de la radiación mediante monitores y dosímetros se basa en alguno de
los efectos producidos por dicha radiación en la materia, es decir:
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a) Ionización de los gases.
b) Excitación de luminiscencia en sólidos.
c) Disociación de la materia (producción de reacciones químicas, como por ejemplo el
ennegrecimiento de placas fotográficas).
Cuando la radiación ionizante atraviesa un gas provoca la ionización de una parte de sus
átomos y por consiguiente la liberación de iones positivos y electrones. Con ello, el gas que
previamente se comportaba como un aislante eléctrico, pasa a ser parcialmente conductor.
Midiendo la corriente eléctrica que por él circula puede deducirse, en determinadas
condiciones, la intensidad de la radiación que lo atraviesa.
Por otra parte, las radiaciones ionizantes al atravesar ciertas sustancias pierden parte de su
energía en provocar fenómenos de luminiscencia con emisión inmediata o diferida de fotones
luminosos. La medida de la luz emitida permite a su vez medir, y en ocasiones analizar, la
radiación que la provocó.
Las radiaciones ionizantes (a excepción de las partículas alfa por su muy reducido poder de
penetración) pueden atravesar la envoltura que protege de la luz ordinaria a una película
fotográfica y ennegrecerla. Midiendo después la intensidad de dicho ennegrecimiento se puede
deducir la dosis de radiación que ha alcanzado a la película fotográfica.
2.1. Dosímetros personales
Estos dispositivos se utilizan para la vigilancia radiológica individual. Son detectores de
pequeño tamaño, construidos con materiales adecuados equivalentes a tejido biológico.
Dependiendo del principio de funcionamiento, los sistemas mas comúnmente utilizados son
los dosímetros de termoluminiscencia, los de película fotográfica y los basados en detectores
de semiconductor o de ionización gaseosa.
En los dos primeros casos se trata de dosímetros pasivos, es decir de sistemas que no
proporcionan una lectura instantánea, sino que requieren de un tratamiento posterior, como el
revelado de la película fotográfica o el calentamiento del dosímetro termoluminiscente antes
de poder determinar el equivalente de dosis personal, Hp(10). Los basados en semiconductor o
en contadores proporcionales, por ejemplo son dosímetros activos, es decir proporcionan una
lectura instantánea, mientras están siendo irradiados.
Dosímetros de termoluminiscencia
Se denomina termoluminiscencia (TL) a la emisión de luz que presentan ciertas sustancias al
ser calentadas después de haber sido expuestas a radiación ionizante. Las radiaciones
ionizantes al atravesar ciertos materiales ceden parte de su energía produciendo fenómenos de
excitación. La peculiaridad de los materiales utilizados en la dosimetría por
termoluminiscencia, también llamada TLD, es que la desexcitación con la consiguiente
emisión de luz no se produce de forma inmediata, sino que necesita el calentamiento para que
ésta se produzca. La intensidad de luz emitida está directamente relacionada con la dosis de
radiación recibida por el material.
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Los materiales más adecuados utilizados en TLD son materiales sintéticos (LiF, CaF2, CaSO4,
Al2O3, etc.) dopados con pequeñas cantidades de impurezas (LiF:Ti,Mg), (LiF:Mg,Cu,P),
(CaF2:Mn), (Al2O3:C). Los dosímetros, en forma de discos, cristales, polvo o polvo
sinterizado (prensado), van alojados en un portadosímetro, Figura 1, que se sujeta a la ropa de
trabajo del profesional mediante un imperdible o se coloca en la zona de la instalación de la
que se desee obtener información dosimétrica.
Como se observa en la figura, el dosímetro consta de varias partes que incluyen diversos
filtros para abarcar un mayor rango energético o para ser sensibles a varios tipos de partículas,
como por ejemplo a neutrones, cuando está presente el isótopo 6Li, como se verá más
adelante.
Cuando el dosímetro ha sido irradiado, se mide en un lector de termoluminiscencia, aparato
que calienta el dosímetro en una cámara estanca a la luz exterior y que registra la intensidad
de la luz emitida mediante un fotomultiplicador. Con la calibración adecuada, esta intensidad
de luz es proporcional a la dosis absorbida en un determinado rango de medida que depende
del material del dosímetro.
Los dosímetros por termoluminiscencia resultan más precisos que los de película fotográfica.
Ello, unido a que pueden ser borrados y utilizados de nuevo repetidamente, hace que su uso
esté muy extendido. En contrapartida, no pueden archivarse con el historial dosimétrico como
ocurre con los de película fotográfica y además requieren de procesos térmicos previos a su
irradiación y para su lectura, como ya se ha comentado.
Figura 1.- Dosímetro de termoluminiscencia
Dosímetros fotográficos
El principio en el que se basan estos dosímetros, es la exposición de una emulsión fotográfica
a la radiación, seguido del revelado de la placa, y evaluación del grado de ennegrecimiento
mediante un densitómetro. Este último dato permite evaluar la dosis absorbida, tras un
calibrado previo para cada tipo de película.
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TIPOS DE FILTROS
1.- Ventana
2.- Plástico, 50 mg/cm 2
3.- Plástico, 300 mg/cm2
4.- Dural, 0,1 mm
5.- 0,7 mm Cd + 0,3 mm Pb
6.- 0,7 mm Sn + 0,3 mm Pb
7.- 0,7 mm Pb (blindaje de bordes)
8.- 0,4 g de In
9.- Película
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Figura 2. Dosímetro fotográfico.
Los dosímetros fotográficos constan de una película especial envuelta en una funda de papel
opaca, montada en un soporte provisto de una pinza, que permite llevar el instrumento sobre
la bata o ropa de trabajo. El bastidor del soporte está dotado de una serie de ventanas y filtros
Figura 2, que permiten la determinación simultánea de una serie de datos radiológicos de
interés.
Diferentes clases de película pueden cubrir distintos y relativamente amplios márgenes de
dosis. Las más usadas suelen cubrir entre 0.1 mSv y 10 mSv y otras entre 10 mSv y 1 Sv. Para
medidas o experiencias especiales se preparan películas que alcanzan a medir hasta 10 Sv.
En el manejo de dosímetros fotográficos deben tenerse en cuenta ciertas precauciones. Por
ejemplo, las placas fotográficas presentan un proceso de envejecimiento con el tiempo de
almacenamiento, que sesga por exceso los valores de dosis registrados. Si la película
experimenta los efectos de temperaturas elevadas o la acción de ciertos vapores, puede sufrir
sensibilización espuria que conduce a un ennegrecimiento incontrolado en el revelado, y
consecuentemente a un error por exceso en las medidas.
Como ventaja principal, la dosimetría con película fotográfica proporciona un registro
permanente de la información dosimétrica puesto que películas reveladas pueden archivarse
para formar parte del historial dosimétrico del trabajador. En contrapartida, la película
fotográfica presenta algunas desventajas importantes como son: sensibilidad a la luz, mayor
imprecisión en la medida de dosis elevada y una dependencia bastante crítica de los procesos
de revelado.
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2.2. Dosímetros operacionales
Los dosímetros operacionales son dosímetros digitales de lectura directa, de pequeño tamaño
Figura 3, basados en detectores de ionización o en detectores de silicio, que al alcanzar un
valor prefijado de dosis absorbida, emiten una señal acústica.
Proporcionan en todo momento el valor de la dosis acumulada en un sistema de lectura
digital, lo que permite una lectura instantánea de dosis y de tasas de dosis para dosis profunda
y superficial.
Figura 3.- Dosímetro digital.
2.3. Monitores de tasa de exposición o dosis
La vigilancia radiológica de áreas de trabajo, en las zonas que exista riesgo de operar en
campos de radiación ionizante, se realiza mediante monitores de radiación que miden la
exposición, la dosis absorbida o las respectivas tasas en zonas determinadas. Estos
instrumentos suelen llevar como órgano detector una cámara de ionización o un contador
Geiger (Figura 4) y suelen ir provistos de ventanas de pared delgada, oculta por pantallas
absorbentes desplazables, con objeto de medir, bien el efecto conjunto de radiación beta y
gamma (ventana abierta) o sólo la componente gamma (ventana cerrada). Tienen la
posibilidad de modificar el rango de medida adecuándolo al campo de radiación de interés.
Para comprobar el correcto funcionamiento de estos instrumentos cada equipo viene provisto
de una fuente de verificación beta o gamma, que debe producir una irradiación determinada al
situar la muestra en un punto previsto del detector. Así mismo, en todos los monitores existe
un sistema de comprobación del estado de las baterías, en la cual la aguja del instrumento
debe situarse en una zona identificada con un trazo o sector sombreado, en la carátula del
instrumento de medida.
Los monitores portátiles provistos de cámara de ionización suelen tener un volumen sensible
del orden de 0,5 litros y como gas de llenado usan aire a presión atmosférica. El rango de
medida suele ser de 1 a 1.000 mR/h.
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Los sistemas provistos de contador Geiger son bastante más sensibles que los de cámara de
ionización, y suelen tener el detector en el extremo de una sonda conectada al detector por un
cable de hasta varios metros de longitud, o con un sistema de extensión telescópica facilitando
así las medidas en zonas de alta actividad o en espacios restringidos.
Figura 4. Detector portátil de radiación de área
El contador Geiger, que ofrece la importante ventaja de alcanzar rendimientos de detección
próximos al 100% para partículas beta y alfa, tiene en cambio una eficiencia de alrededor del
1% para radiación gamma.
En ocasiones, la fuente de radiaciones ionizantes es fija y bien localizada, pero sus
condiciones pueden variar y, en todo momento, se debe conocer el nivel de radiación que
existe a su alrededor. Tal sucede, por ejemplo, con un reactor nuclear que, aún estando
rodeado de un blindaje adecuado, puede producir fuera del mismo niveles de radiación
peligrosos que es preciso detectar y conocer. Se colocan entonces alrededor del reactor y en
los puntos adecuados un número suficiente de detectores fijos, generalmente cámaras de
ionización. A través de cables apropiados, dichas cámaras envían su corriente a instrumentos
medidores situados en la sala de control del reactor. El operador puede saber así el nivel de
radiación existente en los puntos donde se hallan los detectores. Suelen estos monitores poseer
un dispositivo de alarma que produce una señal acústica o luminosa cuando el nivel de
radiación excede de un valor fijado de antemano.
Otras veces, se trata de medir la radiación ambiente en
múltiples puntos para apercibirse de cualquier elevación
anormal. En más de mil lugares de España se hallan instalados
a este objeto monitores de radiación que tienen como detector
un contador Geiger, Figura 5
Figura 5. Monitor Geiger que forma parte de la Red Automática de Estaciones que
mide la contaminación ambiental en múltiples puntos del país. Este corresponde al
situado en el CIEMAT.
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2.4. Monitores de contaminación
Se define la contaminación radiactiva como la presencia indeseable de sustancias radiactivas
en una materia, una superficie, un medio cualquiera o una persona. Cuando se manejan
sustancias radiactivas no encapsuladas se hace necesario disponer de instrumentos apropiados
para detectar y medir posibles contaminaciones.
Para la detección de la contaminación en superficies suele utilizarse un monitor portátil,
dotado de una o varias sondas reemplazables provistas del detector adecuado al tipo de
contaminación que se debe detectar (Figura 6). Para contaminación con emisores beta el
detector suele ser un contador Geiger con ventana delgada protegida por una leve malla
metálica. Para detectar la contaminación por emisores α la sonda suele estar dotada de un
contador proporcional con una ventana muy delgada.
Figura 6. Monitor de contaminación Berthold LB 124
La contaminación de una superficie puede detectarse acercando directamente a ella la parte
sensible de la sonda detectora pero sin que se produzca contacto pues podría contaminarse.
Los monitores de contaminación suelen estar graduados en Bq o en Bq/cm2 y su calibración
se lleva a cabo mediante fuentes apropiadas de actividad conocida.
3.- DETECTORES DE NEUTRONES
Los instrumentos descritos en apartados anteriores, adecuados para detectar radiaciones alfa,
beta o gamma, no son capaces de detectar neutrones porque los neutrones al carecer de carga
eléctrica no ionizan directamente la materia y al no ser desviados por los campos eléctricos de
núcleos o electrones, son capaces en general de atravesar muchos centímetros de materia sin
sufrir interacciones y siendo invisibles a los detectores de tamaños normales.
Un neutrón únicamente interacciona con la materia cuando se acerca a muy poca distancia del
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núcleo. Como resultado de la interacción el neutrón puede desaparecer totalmente y ser
reemplazado por partículas secundarias o variar sustancialmente su energía o dirección. Su
detección se basará, por tanto, en los efectos secundarios que resultan de sus interacciones con
los núcleos.
3.1. Reacciones de interés
Recordemos los principales procesos que puede sufrir un neutrón en su interacción con un
medio material.
a) Dispersión elástica (n,n): el neutrón sufre una colisión con un núcleo sin ser
absorbido por éste, siendo desviado de su dirección de incidencia pero conservándose
la energía cinética total del sistema neutrón-núcleo. La energía media cedida por el
neutrón al núcleo será tanto mayor cuanto más semejantes en masa sean ambas
partículas, por lo que la máxima transferencia media de energía por colisión tendrá
lugar al chocar un neutrón con un núcleo de H, que se convierte entonces en un protón
de retroceso. Este fenómeno puede ser empleado para la detección de neutrones
rápidos (con En > 0,1MeV).
b) Dispersión inelástica (n,n') (n,nγ): en este caso el núcleo de retroceso absorbe
parte de la energía del neutrón incidente quedando en un estado excitado, que podría
ser metaestable (n,n') o podría desexcitarse mediante la emisión de un fotón para la
reacción (n,nγ).
Esta reacción sólo se da para neutrones rápidos.
c) Captura o absorción (n,γ): en este caso se produce la captura del neutrón por el
núcleo que forma un núcleo compuesto y queda excitado. Esta energía de excitación se
emite de forma prácticamente instantánea como una o varias gammas, por lo que se
conoce también esta interacción como captura radiativa. Algunos elementos
presentan una alta sección eficaz de captura para el rango térmico, mientras que otros
elementos (p.j. El Au) muestran resonancias a otras energías. Estos elementos se
podrán emplear como detectores neutrónicos en forma de láminas de activación
(activation foils).
d) Reacción nuclear de transmutación (n,p), (n,d), (n,α), (n,t),(n,2n)...: en este
proceso el neutrón es capturado por el núcleo y se emiten otras partículas tales como
protones, deuterones, partículas alfa, tritones. En la mayor parte de las reacciones la
energía neta resultante es negativa, por lo que el neutrón incidente deberá proporcionar
energía suficiente para que se pueda producir la reacción. Sin embargo, hay algunos
casos en que la energía de la reacción es positiva, por lo que se puede producir para
neutrones de cualquier energía, como ocurre para el 10B(n,α)7Li, el 6Li(n, α)3H o el
3
He(n,p) 3H.
e) Fisión nuclear (n,f): en algunos átomos pesados, tras absorber un neutrón se
produce una escisión en dos grandes fragmentos de fisión con energías cinéticas del
orden de 100MeV y uno o más neutrones. La fisión nuclear puede tener lugar para
todos los elementos con Z > 30 si se irradian con neutrones suficientemente
energéticos (del orden de varios centenares de MeV), pero energías inferiores a
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10MeV sólo se presenta la fisión para secciones eficaces apreciables en elementos con
Z > 90.
La dosimetría neutrónica se basa fundamentalmente en el empleo de detectores de neutrones
térmicos (neutrones con En < 0,5eV) más algún tipo de moderador, por lo que intervienen
básicamente las tres reacciones de interés ya mencionadas: 10B(n,α)7Li, el 6Li(n, α)3H o el
3
He(n,p) 3H.
Así, al colisionar neutrones térmicos con núcleos de boro, por ejemplo, provocan el
desprendimiento de partículas alfa, las cuales producen corrientes de ionización en un gas o
efectos de luminiscencia en determinadas sustancias. Esta propiedad puede aprovecharse para
conseguir un detector sensible a neutrones y, si se quiere ampliar el rango energético se rodea
estos detectores de un medio moderador con alto contenido en H, principalmente polietileno.
Como se pretende obtener dosímetros de área es importante conservar la isotropía, de modo
que la respuesta del monitor sea igual en todas direcciones, por lo que se eligen geometrías
esféricas o cilíndricas. Algunos ejemplos de monitores neutrónicos comerciales se muestran
en la Figura 7.
Dentro de la denominación general de dosímetros neutrónicos distinguiremos entre los
monitores de área que proporcionan valores de la tasa de dosis equivalente ambiental en
tiempo real, con lo que podemos hablar de que se monitoriza el campo neutrónico. En inglés
se suelen llamar survey meters, remmeters o neutron monitors. Y, por otro lado, hablaremos
de dosímetros personales cuando miden la dosis o tasa de dosis equivalente personal, de
modo que pueden ser activos o pasivos.
3.2. Monitores de área
De modo general, los monitores de área consisten en un detector activo de neutrones térmicos
rodeado por un moderador de polietileno y siguen dos diseños fundamentales:
Tipo Anderson-Braun: detector de BF3 + moderador cilíndrico
En su diseño original se trata de un cilindro de polietileno de 47cm de longitud y 20
cm de diámetro. Incorpora una capa plástica de B alrededor del detector. El BF3 es un
contador proporcional. Todo el instrumento pesa aproximadamente 10kg.
En la Figura 7 se muestran dos de los modelos comerciales más utilizados de este tipo,
el nuevo Neutron Monitor 2222D Digipig, que es la nueva versión del popular
“cerdito” de Studsvik y el Swendi2.
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Figura 7. Se muestran varios modelos comerciales de monitores neutrónicos.
Tipo Leake: detector de 3He + moderador esférico
Consiste en un moderador esférico de polietileno de 20.8cm de diámetro con un detector de
He localizado en su centro. Este detector está a su vez rodeado por una lámina de Cd. El
peso total es de 6.6kg. El empleo de esta lámina de Cd permite obtener una buena respuesta
energética con menor cantidad de moderador hidrogenado, reduciendo así sus dimensiones
y peso.
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3.3. Dosímetros personales
Por otro lado, los dosímetros personales para neutrones más utilizados suelen ser del tipo
dosímetro termoluminiscente, TLD, con presencia del isótopo 6Li sensible a neutrones a
través de la reacción ya citada, dosímetros basados en trazas o películas, y dosímetro basado
en semiconductor, con presencia de medios ricos en H y en 10B o 6Li para dar lugar a
partículas cargadas (que son las que realmente se detectan en el material semiconductor. En
los dos primeros casos se trata de detectores pasivos, mientras que en el último caso se trata
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de detectores activos, con las ventajas e inconvenientes ya mencionados para el resto de
radiaciones ionizantes.
4. INTERPRETACIÓN DE LECTURAS DOSIMÉTRICAS
Según el Reglamento sobre Protección Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes (R.D.
783/2001, y modificación 1439/2010), la dosimetría individual, tanto externa como interna,
será efectuada por Entidades o Instituciones expresamente autorizadas y supervisadas por el
Consejo de Seguridad Nuclear (CSN).
Estos Servicios de Dosimetría deben informar al titular de la instalación de las dosis recibidas
por los trabajadores expuestos. En el cómputo de la dosis no se incluirán las dosis debidas al
fondo radiactivo natural, las derivadas de exámenes o tratamientos médicos (como pacientes),
ni las recibidas individualmente como miembros del público.
El titular de la instalación debe registrar dichas dosis en forma de un historial dosimétrico
individual que estará, en todo momento, a disposición del propio trabajador. En el historial
dosimétrico correspondiente a trabajadores de la categoría A, el registro de las dosis debe
incluir las dosis mensuales y las dosis acumuladas durante cada período de doce meses y cinco
años. En el caso de trabajadores de la categoría B, se registrarán las dosis anuales
determinadas o estimadas.
Los límites anuales de dosis para los trabajadores expuestos que aparecen en el citado
Reglamento hacen referencia a la magnitud "dosis efectiva". Como esta magnitud no es
directamente medible, en el caso de exposición externa, los límites de dosis se consideran
respetados si la dosis equivalente profunda no sobrepasa el límite de dosis fijado para la
exposición global, si la dosis equivalente superficial no sobrepasa el límite de dosis fijado
para la piel y si se respetan los límites de dosis para cristalino, manos y demás localizaciones.
Todo lo expuesto hasta ahora en este apartado hace referencia a la legislación actual en
materia de dosimetría y nos servirá para interpretar la información dosimétrica suministrada
por un Servicio de Dosimetría Externa (SDE) autorizado por el CSN. Como ejemplo, en la
Figura 8 se muestra una copia de la información dosimétrica que el SDE del CIEMAT
suministra mensualmente a los trabajadores expuestos (categorías A y B) que operan en dicho
centro. La mayoría de los datos son autoexplicativos y, por lo tanto, nos referiremos sólo a
aquellos de mayor interés:
- Dosis Profunda (mSv): Es la dosis equivalente profunda [Hp(10)] evaluada con el
dosímetro corporal una vez sustraída la dosis correspondiente al fondo natural
normalizada al período de uso.
- Dosis Superficial (mSv): Es la dosis equivalente superficial [Hp(0,07)] evaluada con el
dosímetro corporal una vez sustraída la dosis correspondiente al fondo natural
normalizada al período de uso.
- Dosis Localizada (mSv): Es la dosis equivalente superficial [Hp(0,07)] evaluada con el
dosímetro localizado una vez sustraída la dosis correspondiente al fondo natural
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normalizada al período de uso.
- NOTAS: En este campo aparece un código para identificar cualquier posible anomalía en
el uso del dosímetro o en la evaluación de la dosis.
Para una correcta interpretación de las lecturas dosimétricas es necesario saber que el CSN
recomienda que la estimación del fondo natural se haga mediante la lectura de un número
mínimo de 10 dosímetros situados en el Servicio de Dosimetría en lugares no influenciados
por fuentes de irradiación. Este valor suele estar en torno a los 0,06 mSv/mes. Además, el
CSN establece un nivel de registro en 0,10 mSv, lo que supone que se registrarán como cero
los valores de dosis inferiores a dicho valor.
Para tener una estimación cuantitativa de la magnitud dosis citaremos como ejemplo que la
dosis a la entrada de referencia para una radiografía de abdomen simple es de 10 mGy, lo que
supone una dosis efectiva de 1,2 mSv.
Figura 8: Ejemplo de la información dosimétrica suministrada por un SDE
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