Manejo de Instrumentación Radiológica

DIPLOMADO EN TECNOLOGIA NUCLEAR
VERSIÓN 2012
TECNICAS DE OPERACIÓN DE MATERIAL RADIOLOGICO
EXPERIMENTO I:
Manejo de Instrumentación
Eduardo Mera1
1
Departamento de Física, Universidad Tecnológica Metropolitana, Av. Alessandri #1242, Ñuñoa.
Santiago de Chile, Noviembre 2012

Universidad Tecnológica Metropolitana de Chile,
Facultad de Ciencias Naturales, Matemáticas y de Medioambiente,
Departamento de Física
RESUMEN
En el presente laboratorio se conoció los diversos tipos de detectores, el alumno identifico el tipo de
partículas emitidas por una fuente radioactiva y calculo ejercicios numericos con unidades de radiación
ionizante
I. Introducción y Objetivos
Introducción
Desde la siglo XIX comenzó el estudio de la radioactividad cuando W. Roentgen descubrió los rayos X,
Henry Becquerel observó que las sales de uranio emitían espontáneamente radiaciones y tiempo después
los esposos Curie, concentraron a partir de los minerales de uranio el polonio y radio, se empezó a
observar en estos productos el fenómeno de la desintegración espontánea de forma muy marcada.
El proceso de emisión espontánea de radiación se llama radioactividad. Experimentos posteriores
demostraron que la radioactividad es el resultado del decaimiento radioactivo, o desintegración de
núcleos inestables. En el proceso de desintegración nuclear, los átomos de los elementos radioactivos, se
transforman en otros átomos diferentes, produciéndose así una cadena de desintegraciones hasta llegar a
ser un elemento estable en el cual la gran parte de las veces es plomo.
Hay tres tipos de radiación que pueden ser emitidos por una sustancia radioactiva: radiación alfa (α),
donde las partículas emitidas son núcleos de Helio; radiación beta (β), en el cual las partículas emitidas
pueden ser electrones o positrones (partícula que tiene las mismas características del electrón pero su
carga es +e); y radiación gamma (γ) las cuales son ondas electromagnéticas es decir, son fotones de alta
energía.
Los tres tipos de radiación tienen capacidad de penetración distinta. Partículas alfa apenas penetran una
hoja de papel, partículas beta pueden penetrar unos cuantos milímetros de aluminio, y los rayos gamma
penetran varios centímetros el plomo.
Las propiedades principales que caracterizan a un elemento radioactivo son: la constante de de
desintegración ( λ) y la energía de las radiaciones emitidas.
La razón a la cual ocurre un determinado proceso de decaimiento en una muestra radioactiva es
proporcional al número de núcleos radioactivos presentes en cualquier instante (esto es, aquellos núcleos
que aún no han decaído). Si N es el número de núcleos radioactivos presentes en cualquier instante, la
razón de cambio de N es:
N
dt
dN
λ−= , acomodando términos
NdtdN λ−= , Integrando la ecuación anterior se obtiene que
t
oeNN λ−
=
La constante de desintegración λrepresenta la probabilidad de desintegraciones por unidad de tiempo
por átomo presente del elemento radioactivo y N0 representa el número de núcleos radioactivos en el
instante t = 0.
A menudo la razón de decaimiento de una muestra se llama actividad (A), la cual corresponde al número
de átomos desintegrados por unidad de tiempo, que es lo que realmente se mide.
t
oeAA λ−
=
La unidad SI de actividad se llama Becquerel (Bq), donde: 1Bq = 1 decaimiento/s. Se tiene que la unidad
original de actividad es el curie (Ci) donde 1 Ci=3,7*1010
Bq =3,7*1010
decaimientos/s, la cual fue
seleccionada ya que es la actividad aproximada de 1 gramo de uranio.
Diplomado en Tecnología Nuclear – UTEM/CCHEM 2

Otro parámetro útil para caracterizar el decaimiento de un núcleo es la vida media T1/2. La vida media de
una sustancia radioactiva es el tiempo que tarda la mitad del número de núcleos radioactivos en decaer (la
vida media para el decaimiento del 238
U es 4,47 x 109
años).
Para poder evaluar la radiación fueron inventados los detectores, el modo de funcionamiento general de
un detector de espectrometría genérico, está basado en el hecho físico de que toda interacción
protagonizada por la radiación ionizante sobre el volumen del detector, (sólidos, gaseosos, o líquidos)
genera una carga total Q por interacción, cantidad de carga que dependerá de las características
especificas de cada tipo de detector. De acuerdo a la finalidad, se escogerá el detector adecuado a ese
objetivo.
Los tiempos de interacción de las partículas ionizantes con la materia que constituye el detector son muy
pequeños, reduciéndose en la mayoría de los casos prácticos a unos pocos nanosegundos en detectores
gaseosos o picosegundos en detectores sólidos, de manera que, considerando la velocidad de respuesta del
equipo electrónico asociado, podemos estimarlos como eventos instantáneos. Una vez generada la carga
Q, el paso siguiente consiste en colectarla para formar la señal eléctrica básica, proceso que se realiza
típicamente creando un campo eléctrico dentro del detector que origina la separación de cargas y la
consiguiente corriente. El tiempo de colección tC depende del tipo de detector que se use, variando desde
mili (detectores gaseosos) hasta nanosegundos (detectores de estado sólido). De acuerdo al tipo de
interacción, energía y tC del detector, el pulso de corriente generado variará su altura y longitud y el
modelo más simple de un detector, consiste en suponer que cada interacción lleva asociada una y sólo una
carga Q distinguible de la siguiente, lo que puede considerarse verdadero, si las actividades de la fuente
emisora no son altas.
En general, los detectores funcionan en dos modos: pulso y corriente. El primero, lejos mayoritario en las
aplicaciones, consiste en registrar cada interacción de radiación con el detector por separado mientras que
en el modo corriente se mide la corriente promedio (cc) producida en el detector, durante un tiempo de
respuesta característico, dando por resultado neto que es proporcional a la razón media de interacciones
por segundo y a una carga media por interacción. Este tipo de modo de operación se usa en dosimetría y/o
en monitoreo de reactores nucleares, ya que se necesitan valores totales de radiación.
Marco teórico basado en [1], [2] y [3]
Objetivos
1. Conocer los detectores:
 Geiger Muller
 Contadores proporcionales (Gas)
 Detectores de Estado Sólido (Centelleo)
 Cámaras de Ionización
2. El alumno conocerá las unidades de radiación ionizante

II. Procedimiento Experimental:
1. Estimación de la radiación de fondo: Se procedió a obtener la radiación de fondo se
implementó el sistema de la figura 1, que consiste en un instrumento (paleta), el cual al llegar
una partícula ionizante (α, β, γ), genera un pulso eléctrico que se amplifica y cuenta
electrónicamente, mediante la interfaz conectada a un PC.
Figura 1.- Montaje experimental
Se deben alejar todas las muestras radioactivas del detector y se registraron las cuentas de forma
continuada.
2. Determinación tipo emisión: Se procedió a determinar el tipo de emisión de una fuente
radioactiva utilizando el mismo sistema de la figura 1, se analizaron y midieron dos fuentes
radiactivas, a saber:
i.- Am-241 T1/2 = 432,6 años
ii.- Cs-137 T1/2 = 30,3 años
Se midió la radiación de las dos fuentes radiactivas. Luego y sabiendo que las partículas
α pueden ser bloqueadas por papel dado su bajo poder de penetración, se midió la radiación de
cada fuente ubicando una lámina de papel sobre el detector. A partir de las mediciones
anteriores, si estas disminuyen, se puede asumir que la radiación emitida por esa fuente es α.
3. Teórica: El docente dio a conocer los rangos de radiación ionizante que son considerados
peligrosos y se dieron ejercicios numéricos a calcular.
Marco teórico basado en [1], [2] y [3]
Equipos Materiales
Fuente radiactiva de Cs-137
Instrumento de detección (detector de centelleo)
Sistema de conteo y electrónica asociada.
Dosímetros digitales integrados de dosis para uso personal.
Regla
Equipos y materiales basados en [3]
Diplomado en Tecnología Nuclear – UTEM/CCHEM
Detector
Contador
interfaz
PC
4

III. Datos Experimentales
I. Estimación de la radiación de fondo: se procedió a dejar muestreando el censor de centelleo por un
lapso de 6 segundos (0.1 minutos), teniendo el cuidado de alejar toda fuente radioactiva del sector, los
datos registrados son (tabla 1):
Medición conteos
1 5905
Tabla N° 1: evaluación de background
Los datos de temperatura y presión del laboratorio eran 19ºC y una presión atmosférica de 1025 HPa.
II. Determinación tipo emisión: Se midió la radiación de las dos fuentes radiactivas. Luego y sabiendo
que las partículas α pueden ser bloqueadas por papel dado su bajo poder de penetración, se midió la
radiación de cada fuente ubicando una lámina de papel sobre el detector. A partir de las mediciones
anteriores, si estas disminuyen, se puede asumir que la radiación emitida por esa fuente es α.
III. Teórica: Los humanos no disponemos de ningún órgano sensorial apropiado para detectar la
radiación ionizante, a pesar de su nocividad. Por ello, dependemos de instrumentos para indicar la
presencia de radiaciones ionizantes en el entorno.
Aprovechando el fenómeno de la ionización que se produce debido a la interacción de la radiación con la
materia, se cuantifica la radiación a través de instrumentación electrónica especializada. Los cuales a
partir de estos fenómenos, se pueden clasificar, según el mecanismo físico involucrado en el proceso de
detección, en: Detectores por ionización y detectores por excitación.
Los detectores por ionización comprenden básicamente los gaseosos y los semiconductores.
Los detectores gaseosos pueden ser cámaras de ionización, contadores proporcionales y los detectores
Geiger Müller.
Los detectores por excitación pueden ser clasificados a su vez, en inmediatos y retardados.
Los detectores de excitación inmediatos son básicamente los detectores de centelleo y los detectores de
excitación retardados, agrupan entre otros los de película fotográfica, los termoluminiscentes, los
radiofotoluminiscentes, los de emisión exoelectrónica termo o fotoestimulada, etc.
Existe una clasificación de la instrumentación que tiene que ver directamente con la aplicación
radiológica y la adecuación del instrumento con la práctica: los detectores personales, los monitores
portátiles, los detectores de área (radiación ambiental), los electrómetros de precisión y los detectores
telescópicos.
Detectores gaseosos: Cámaras de ionización
Este tipo de instrumento consta principalmente de un detector con dos electrodos metálicos que pueden
ser dos placas paralelas, dos superficies cilíndricas concéntricas o una barra metálica rodeada de una
superficie cilíndrica. Entre los electrodos se interpone un gas (comúnmente aire) el cual va a ser ionizado
por el campo de radiación al cual se le somete.
La ionización del gas da lugar a la producción de electrones e iones gaseosos positivos, simultáneamente
se aplica un potencial eléctrico (mayor de 10 V) entre los electrodos, los electrones libres y los iones
positivos son atraídos por el electrodo de carga opuesta, por lo tanto, una fracción de iones es atraída por
los electrodos y la otra fracción es recombinada.
La proporción descargada en los electrodos crece sí se aumenta el potencial entre los electrodos, por
ejemplo, para 50 V todos los iones producidos por la radiación ionizante son atraídos por los electrodos y

no se produce recombinación, puede que siga aumentado el potencial pero llegará un momento en que no
habrá variación de carga colectada para un voltaje determinado.
La neutralización de cargas sobre los electrodos da lugar a una corriente i, cuando la intensidad de
corriente corresponde a la captura de todos los iones primarios se denomina is "corriente de saturación".
Una cámara de ionización funciona "en corriente" cuando el potencial aplicado da lugar a la salida de
corriente de saturación cuya intensidad es proporcional a la intensidad de la ionización causada por la
radiación en el gas.
La magnitud de la radiación depende de la actividad de la fuente y de la energía de la radiación, en
conclusión una cámara de ionización "en corriente" hace diferenciación por energía.
Detectores gaseosos: Contadores proporcionales
Al igual que una cámara de ionización este funciona con un gas, utilizándose comúnmente argón
mezclado con un 10% de metano, y para propósitos de detección de neutrones se usa un gas hidrocarburo
liviano, un gran volumen del detector y construcción de las paredes con un material de bajo número
atómico.
La tensión aplicada a los electrodos es un poco mayor que la utilizada en las cámaras de ionización,
debido a ello se producen ionizaciones secundarias que crea una avalancha de electrones que luego van a
ser detectados en uno de los electrodos, debido a este fenómeno estos instrumentos tienen una mayor
sensibilidad que las cámaras de ionización. Se llaman proporcionales porque si se aumenta la tensión
aplicada a los electrodos aumenta proporcionalmente la fracción de electrones colectados. Estos
detectores hacen diferenciación de energías y por lo tanto son adecuados para medir y diferenciar entre
diferentes tipos de radiación. Los pulsos colectados son relativamente pequeños y de todas formas se debe
amplificar la señal mediante un amplificador
Detectores gaseosos: Contadores GEIGER MULLER
La estructura de un detector de este tipo es similar a la de un contador proporcional, contando con dos
electrodos y un gas de relleno generalmente argón mezclado con un pequeño porcentaje de gas “extintor”
a una baja presión aproximadamente 0.1 atm, el ánodo suele ser recto o en forma de aro. La tensión
aplicada en los electrodos es mayor que en los contadores proporcionales creándose una avalancha de
electrones tan grande que se extiende en todo el gas, debido a esto, todos los pulsos tienen el mismo
tamaño y debido a ello no hay diferenciación de energía. La multiplicación de los pulsos son del orden de
1V y pueden registrarse en un escalímetro sin necesidad de una etapa de amplificación.
A causa del pequeño tamaño del detector y de la simplicidad de la electrónica asociada estos instrumentos
se utilizan de manera portátil y a un bajo costo.
Detectores Excitación: Detectores Semiconductores
Estos detectores son sólidos construidos de elementos puros a los cuales la radiación ionizante les
produce un efecto de excitación a los electrones menos ligados al átomo “electrones de valencia”
llevándolos a un nivel de mayor energía llamado nivel de “electrones de conducción” donde pueden
desplazarse libremente entre el cristal. Al pasar a la banda de conducción quedan desligados de los
átomos de la red cristalina quedando una vacancia que corresponde a una carga positiva, esta vacancia
puede ser ocupada inmediatamente por un electrón del átomo vecino y este a su vez deja una vacancia
que luego va a ser ocupada, dando como resultado una carga positiva desplazándose hacia el cátodo. De
los materiales semiconductores utilizados están el Germanio, el Silicio y el Arseniuro de galio. El
germanio hiperpuro conduce corriente bajo un campo eléctrico por movimiento de electrones y agujeros
hacia los electrodos.
Detectores Excitación: Detectores De Centelleo
Los electrones del cristal de centelleo son excitados por la radiación directa e indirectamente ionizante,
estos detectores usan la propiedad de remitir la excitación atómica o molecular en forma de luz. Cuando
el fenómeno sucede de manera instantánea se le denomina “fluorescencia” y si sobrepasa un tiempo
mayor a 10-8
s se le llama “fosforescencia”, parte de la energía de excitación es devuelta como vibración
térmica y otra como radiación visible. Los cristales utilizados se les llama “fósforos” o haluros alcalinos.

Cuando ha sido excitado un electrón, este queda ocupando un nivel en la banda de conducción para luego
caer en un nivel intermedio (entre la banda de conducción y la banda de valencia) inmediatamente este
cae al nivel de valencia emitiendo un fotón de luz “proceso fluorescente”.
Debido a que parte de la energía de excitación se pierde, la eficiencia de estos detectores es pobre. En la
detección de la luz emitida se emplea un tubo fotomultiplicador que amplifica y cuantifica la luz
convirtiéndola en una señal eléctrica del orden de 10mV para luego llevarla a una etapa de
preamplificación y amplificación.
Los detectores de centelleo hacen diferenciación por energía y son muy empleados para detectar niveles
de radiación del orden del fondo natural.
Recomendaciones para el manejo de la instrumentación
• Antes de utilizar un instrumento se debe verificar el estado de las baterías, ya que de esto
depende su correcto funcionamiento.
• Seleccionar la escala adecuada para medir el nivel de radiación, cuando no se tiene conocimiento
del valor esperado se debe iniciar con la escala de mayor rango, cambiándola si es necesario
hasta obtener una lectura apreciable.
• Algunos equipos poseen un ajuste de cero, el cual debe hacerse de acuerdo con las
recomendaciones del fabricante.
• La calibración de los instrumentos de medida, es un paso imprescindible antes de comenzar la
utilización de un equipo. Sin embargo, no es menos necesario constatar que entre sucesivas
calibraciones el instrumento no ha sufrido variaciones importantes. Para llevar a cabo estas
comprobaciones, algunos fabricantes entregan con el instrumento una pequeña fuente radiactiva
(fuente de chequeo); es de anotar, que no siempre estas fuentes emiten el tipo de radiación para
el cual se utiliza el instrumento, esta es la razón por la cual a estas fuentes se les da el carácter de
"fuentes de comprobación de estabilidad" muy lejos del que algunos usuarios erróneamente le
atribuyen al designarlas como "fuentes de calibración"; de ahí que la calibración sea periódica en
un laboratorio de metrología acreditado oficialmente y sea un paso necesario.
• Es de vital importancia tener en cuenta en la interpretación de los resultados el factor de
calibración dado por el laboratorio de metrología.
Dosímetros Personales: Con el fin de evaluar las dosis recibidas por el personal ocupacionalmente
expuesto, se utilizan sistemas para el monitoreo individual, los que se pueden agrupar en dosímetros de
lectura directa y dosímetros de lectura diferida.
Dosímetros de lectura directa: En algunas aplicaciones y de acuerdo a los procedimientos establecidos,
es muy frecuente determinar valores de exposición sobre intervalos de tiempo cortos, tales como un día o
menos, utilizando cámaras de ionización tipo lapicera u otro sistema que permita obtener las lecturas
cuando el usuario lo desee.
El dosímetro personal tipo lapicera está constituido por una cámara de ionización de aire,
aproximadamente 2 cm3
, con un electrodo central en forma de varilla fina que va unida a una fibra de
cuarzo metalizado.
Al utilizar este tipo de dosímetro personal se es conveniente tener en cuenta los siguientes aspectos:
• Llevar a cero el dosímetro antes de iniciar cualquier práctica.
• Sujetarlo firmemente y llevarlo continuamente.
• Leerlo a intervalos más frecuentes cuanto mayor sea el riesgo a una exposición.
• Si se ha caído o golpeado verificar su normal funcionamiento.
• Si en una de las lecturas se observa que se fue de escala, inmediatamente verificar los niveles de
radiación para determinar el procedimiento a seguir.
• Verificar la bondad de la calibración y hacerlo recalibrar cuando sea necesario.
Existen otros dosímetros personales de lectura directa cuyo detector es un Geiger Müller y su lectura se
muestra en un tablero digital llamados Dosímetros electrónicos personales. Estos dosímetros están
dotados por una alarma acústica la cual se activa cuando la intensidad del campo de radiación supera un
nivel prefijado en el instrumento. La electrónica asociada que poseen estos instrumentos los hace más
voluminosos siendo menos versátiles que los de tipo lapicera y por lo tanto menos utilizados.

Dosímetros de lectura retardada: Este tipo de dosímetro personal, solamente permite obtener la
información de la dosis acumulada mediante el respectivo procedimiento o tratamiento según el tipo de
dosímetro. En general, son detectores de excitación, el más frecuentemente utilizado como dosímetro
personal es el de película fotográfica, sin embargo, los detectores termoluminiscentes están siendo
ampliamente utilizados como dosímetros personales, sustituyendo o complementando a los de película.
En radioprotección los dosímetros de lectura retardada son de gran importancia, ya que si se les da el uso
adecuado, permiten el registro de las dosis recibidas por el usuario; y en el caso del dosímetro de película
es el único sistema dosimétrico que mantiene la información fija para cuando sea solicitada.
Uso y escogencia del instrumento con fines de radio protección: En la elección de los instrumentos
requeridos con fines de radioprotección es fundamental evaluar los riesgos potenciales que genera la
práctica que se desea realizar.
En el caso del monitoreo individual se debe considerar el riesgo a la irradiación externa y el riesgo de la
contaminación interna, en determinadas prácticas uno de ellos prevalece sobre el otro y en otras ambos
son importantes y por lo tanto se deben evaluar simultáneamente.
Para niveles altos de radiación se utilizan las cámaras de ionización, debido a que cubren rangos que van
desde los pocos mR/h a 103
o 104
R/h.
Para niveles bajos se usan lo detectores Geiger Müller y los centelladores, estos cubren rangos entre 0.1
mR/h hasta 2 R/h.
Es importante que se conozcan muy bien las características del instrumento y una muy importante se
refiere al tiempo de respuesta, especialmente en las instalaciones de radiodiagnóstico, donde en la
escogencia del instrumento se deben considerar las altas tasas de exposición y los cortos tiempos de
emisión empleados. En estos casos se recomienda el uso de otros métodos alternativos de medida como el
uso de dosímetros de película, dosímetros termoluminiscentes o cámaras de ionización usadas como
dosímetros o integradores que tengan un tiempo de respuesta corto y tengan una calibración adecuada
para tal fin.
En las instalaciones que albergan generadores de electrones, la instrumentación que se requiere para
monitorear las áreas aledañas, deben ser intensímetros y/o monitores utilizados para medir la radiación X
que se genera en las dispersiones a través de las barreras blindantes.
En el caso de uso de fuentes abiertas, presentan riesgos diferentes a los observados en las fuentes
selladas. Cuando se manipulan fuentes abiertas, el material radiactivo puede ser inhalado, ingerido o
puede ser incorporado a través de la piel; en general el riesgo de irradiación externa es este caso es
despreciable cuando las actividades que se manejan son pequeñas.
Para este tipo de fuentes es necesario realizar:
• Monitoreo del aire. Este se puede hacer con cámaras de ionización de flujo continuo de gas, o
también haciendo circular aire a través de filtros, los cuales son monitoreados posteriormente. En
general se requieren instrumentos para la detección de betas y gammas, también en algunos
casos se requiere instrumentación para monitorear la presencia de partículas alfa.
• Monitoreo de líquidos. Puede realizarse continuamente o sobre muestras básicas. En el primer
caso se puede realizar sumergiendo un geiger o un detector de centelleo en el líquido a ser
medido. En el segundo caso para el análisis de muestras, se desarrollan técnicas especiales que
requieren de instrumentación compleja, la cual solamente se tiene en laboratorios
especializados, a los que hay que recurrir para este tipo de evaluaciones.
• Monitoreo de superficies. Se pueden medir directamente con detectores geiger sensibles, de
ventana delgada. Para la detección de contaminaciones con materiales radiactivos emisores de
partículas alfa, se requiere que la ventana sea extremadamente delgada, de 1 a 10 mg/cm2
.

También se puede realizar el monitoreo de superficies de forma indirecta realizando un frotis a la
superficie con papel filtro, midiendo posteriormente su contenido de material radiactivo y en base a este
valor determinar la contaminación superficial.
Instrumentación Usada en el Monitoreo de la Radiación
Tipo de Equipo Radiación
Medida
Rango de
Medición típico
Uso principal
Geiger Muller Beta
Equis ( X )
Gamma
0.1 a 100 rem
500 a 100000 cpm
- Medición de campos de radiación.
- Contaminación por emisores betas y
gammas.
Contadores de
Centelleo
Beta
Equis (X)
Gamma
0,01 a 20 rem
50 a 250000 cpm
Evaluaciones con pequeñas
contaminaciones.
Cámaras de
Ionización
Beta
Equis (X)
Gamma
3 mR/h a 500 R/h Supervisión general
Contador
Proporcional
Alfa
Neutrones
100 a 500000 cpm
1 mrem a 100 rem
- Contaminación alfa
- Monitoreo neutrones
Equipo de contaje
de laboratorio
Medición de muestras tomadas en áreas
contaminadas
Muestreadores de
aire.
Monitoreo de la contaminación en el aire.
Dosímetros de
lectura directa
Equis
Gamma
0 a 200 mrem
0 a 5 rem
Monitoreo personal.
Dosímetro de
película, y TLD
Beta
Equis (X)
Gamma
Neutrones
10 mrem a 10000
rem
Monitoreo personal.
Dosímetros con
alarma
Equis (X)
Gamma.
0 a 1000 mrem Supervisión general.
Unidades de Medida: Las unidades de medida de la radiación son algo complejas, pues a las
tradicionales, a saber, Roentgen, Rad y Rem, se han unido más recientemente sus equivalentes en el
sistema internacional de unidades (SI).
Unidades tradicionales: El Roentgen es una unidad utilizada para la medición de la exposición a la
radiación. Solamente puede ser usada con propiedad para medir cantidades de radiación ionizante
electromagnética, es decir, rayos gamma o X, y solamente en el aire. Un roentgen es la energía radiante
que deposita 2.58 * 104
culombios por kilogramo de aire seco. Es realmente una medida de la ionización
existente en las moléculas de una masa de aire. A pesar de las mencionadas limitaciones, la ventaja de
esta unidad es que es fácil de medir de forma directa.
El rad es una unidad de medida de la dosis de radiación absorbida. Se relaciona con la cantidad de energía
absorbida por un material, y puede ser utilizada para cualquier tipo de radiación y para cualquier material.
Se define como la absorción de 100 ergios por gramo de material. A pesar de las ventajas reseñadas, no
describe los efectos biológicos de las diferentes radiaciones. Por ello se describió el rem (rad equivalent
man). Es una unidad utilizada para cuantificar los efectos biológicos de la radiación. No todas las
radiaciones tienen el mismo efecto biológico, incluso con la misma cantidad de dosis absorbida. Para
determinar la dosis equivalente (rem) hay que multiplicar la dosis absorbida en rads por un factor de
calidad W, propio de cada tipo de radiación. Para las radiaciones electromagnéticas, el rad y el rem
coinciden en su valor, puesto que se les asigna un valor W=1. Las dosis suelen expresarse en términos de
milésimas de rem, o mrem.
Unidades SI: Las unidades SI son cada vez más utilizadas, El Gray (Gy) es una medida de la dosis
absorbida. Como el rad, su equivalente en el sistema tradicional, puede utilizarse para cualquier tipo de

radiación, y para cualquier material. Un Gray es igual a un Joule de energía depositado en un kilogramo
de materia. Como el rad, no describe los efectos biológicos de la radiación. La dosis absorbida se expresa
a menudo en centésimas de Gray o centigrays. Un Gy es equivalente a 100 rads.
El Sievert (Sv) es una unidad utilizada para describir la dosis equivalente en efectos biológicos. Es pues
paralela al rem, y equivalente a 100 rem. A menudo debe utilizarse en unidades fraccionarias, hasta de
millonésimas de Sievert, o micro-Sievert
IV. Resultados
I. Estimación de la radiación de fondo: se procedió a dejar muestreando el censor de centelleo por un
lapso de 6 segundos (0.1 minutos), teniendo el cuidado de alejar toda fuente radioactiva del sector, los
datos registrados son (tabla 1):
Medición conteos
1 5905
Tabla N° 1: evaluación de background
Los datos de temperatura y presión del laboratorio eran 19ºC y una presión atmosférica de 1025 HPa.
II. Determinación tipo emisión: los resultados obtenidos son:
a) Radiación de fondo:
H = 160nSv/h
A = 8,5cps
b) Principales formas de decaimiento de las fuentes:
i.- Am-241: α- (100%)
ii.- Cs-137: β- (100%)
III. Teórica:
Fotos:
Figura 1. Detectores Geiger - Muller

Figura 2. Contador Proporcional
Figura 3. Detectores de Germanio Hiper-Puro
Figura 4. Detectores de Centelleo
Ejercicios
1) Con un instrumento se mide una tasa de dosis absorbida de 25mrad/h de radiación gamma, ¿a cuánto
equivale esta lectura en mSv/h y µSv/h?
Sol.:
Sabiendo que:
[ ] [ ]1 / 100 /mGy h mrad h=
[ ]
25 1
0,25 /
100
D mGy h
×
= =&

Además, al tratarse de radiación gamma, el factor de peso para la radiación es:
1RW =
Así:
[ ] [ ]1 0,25 0,25 / 250 /RH W D mSv h Sv hµ= × = × = =& &
2) En una instalación se mide una tasa de exposición de 15mR/h ¿Cuál es la tasa de dosis absorbida en
aire medido en mrad/h y en mGy/h?
Sol.:
Sabiendo que:
[ ] [ ]/ 0,87 /D rad h X R h=& &
[ ] [ ] [ ]3 3
/ 0,87 15 10 13,1 10 / 13,1 /D rad h rad h mrad h− −
= × × = × =&
Además:
[ ] [ ]1 / 100 /mGy h mrad h=
[ ] [ ]
13,1 1
0,131 / 131 /
100
D mGy h Gy hµ
×
= = =&
3) El oficial de protección radiológica de una instalación establece que el límite de dosis equivalente para
irradiación uniforme en todo el cuerpo en el POE es de 12 mSv/año ¿Cuál es el límite mensual en mSv, el
limite semanal en mrem, el límite diario en µSv y la tasa de dosis equivalente quede existir en la
instalación para no sobrepasar el límite de dosis equivalente establecido en µSv/h?
Sol.:
Puesto que un año posee 12 meses, el límite de dosis mensual es:
[ ]
12
1 /
12
H mSv mes= =&
Suponiendo un año laboral de 50 semanas el límite semanal es:
[ ] [ ]
12
0,24 / 24 /
50
H mSv semana mrem semana= = =&
La semana laboral tiene 5 días, luego el límite diario es:
[ ] [ ]
0,24
0,048 / 48 /
5
H mSv día Sv díaµ= = =&
Suponiendo un día laboral de 8 horas, el nivel de tasa de dosis es:
[ ]
48
6 /
8
H Sv hµ= =&
Obteniendo que el grafico de actividad corregida se acerca de mejor manera a una forma cuadrática

V. Análisis y Conclusiones
Análisis y Conclusiones:
Las magnitudes de las corrientes producidas en una cámara de ionización son muy pequeñas, del orden de
los nanoamperios por ello se debe amplificar la señal por medio de un "amplificador electrónico", de este
modo, los pulsos pueden ser registrados por un escalímetro, que al final es un registrador de pulsos de
tensión.
Puesto que los instrumentos de medición de la radiación pueden resultar de vital utilidad, su uso sugiere
tener presentes algunas recomendaciones importantes, entre las que se encuentran: verificar el estado de
las baterías, seleccionar la escala adecuada para medir el nivel de radiación, ajustar el cero, mantener una
correcta mantención y calibración del instrumento y tener en cuenta en la interpretación de los resultados
el factor de calibración dado por el laboratorio.
Al intentar describir el tipo de decaimiento predominante en una fuente radiactiva, se logró establecer que
según sugieren las mediciones realizadas, la fuente de Am-241 emite predominantemente radiación alfa
pues para la primera medición de la fuente esta aumentó considerablemente la radiación de fondo, al
colocar una lámina de papel entre la fuente y el detector la el valor de la radiación volvió al valor de la
radiación de fondo. Por lo cual además se puede concluir que predominantemente la radiación de fondo
está formada por β y γ.
Se tiene en en clase que los detectores gaseosos que ls amplitud del impulso eléctrico depende del
número de cargas generadas (colectadas). El poder de ionización de las partículas α es mayor
que el de las partículas β → La amplitud del impulso será mayor en el caso de las partículas α. El
poder de ionización de las partículas β es mayor que el de la radiación γ → La amplitud del
impulso será mayor en el caso de las partículas β.

VI.- Bibliografía
1. Serway, Raymond; Beichner, Robert “Física para Ciencias e Ingeniería”, Editorial Mc Graw
Hill, 2002.
2. Sears; Zemansky; Young; Freedman “Física Universitaria” Novena Edición Pearson Education
1999 México.
3. Guía Experiencia Manejo de Instrumentación, CCHEN. 2012.

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