Diseño de un sistema de dosimetría física para situaciones rutinarias y accidentales en reactores de investigación

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La dosimetría en campos mixtos gamma-neutrón es todavía un desafío debido a la dificultad de discriminar experimentalmente la dosis de cada componente. Para este propósito, usualmente se emplea el par de dosímetros termoluminiscentes 7"LiF: Mg, Ti (TLD-700) y 6"LiF: Mg, Ti (TLD-600). Debid...

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Detalles Bibliográficos
Autor principal: Sosa Vera, Cristian D.
Formato: Tesis NonPeerReviewed
Lenguaje:Español
Publicado: 2021
Materias:
Ingeniería nuclear
Dosimetry
Dosimetría
Thermoluminescent dosemeters
Dosímetros termoluminiscentes
Research reactors
Reactores de investigación
[Radioprotection
Radioprotección
Mixed fields
Campos mixtos]
Acceso en línea:http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/990/1/1Sosa_Vera.pdf
Aporte de:
Repositorio Institucional Centro Atómico Bariloche e Instituto Balseiro (RICABIB) de Instituto Balseiro
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description La dosimetría en campos mixtos gamma-neutrón es todavía un desafío debido a la dificultad de discriminar experimentalmente la dosis de cada componente. Para este propósito, usualmente se emplea el par de dosímetros termoluminiscentes 7"LiF: Mg, Ti (TLD-700) y 6"LiF: Mg, Ti (TLD-600). Debido a que el TLD-600 es mucho más sensible a neutrones térmicos que el TLD-700 y que ambos tienen aproximadamente la misma sensibilidad a fotones, la diferencia de las lecturas de ambos tipos de TLD puede dar información de la componente neutrónica del campo mixto. En este trabajo fue estudiado el sistema dosimétrico personal gamma-neutrón utilizado en la División Protección Radiológica del Centro Atómico Bariloche. La respuesta del dosímetro en términos de dosis equivalente personal, Hp(10), fue analizada para diferentes mediciones. Se utilizaron fuentes gamma de 137"Cs y 60"Co, mientras que para generar el campo gamma-neutrón, se usó una fuente de 241"AmBe"9. La actividad de esta última fue verificada, previo a su uso, por un método absoluto de activación de una hojuela de indio y espectrometría gamma de alta resolución. La lectura del TLD-700 pudo ser relacionada a la dosis gamma aplicando el factor de calibración gamma obtenido (0,17 ± 6% [mSv/nC]). Respecto a la dosis de neutrones, con el dosímetro estudiado se puede detectar la presencia de neutrones, pero no así cuantificar las dosis. Se concluye que, para obtener factores de calibración de neutrones, sería necesario cambiar la sala de irradiaciones por una que genere menor dispersión de neutrones. Adicionalmente, el dosímetro necesita ser modificado para diferenciar los neutrones incidentes de los de albedo (retrodispersados en el fantoma). En este trabajo se propuso un diseño de dosímetro de albedo en base a las recomendaciones del Reporte 66 de la ICRU, y una serie de pruebas para evaluar su desempeño en base a la norma ISO 21909.
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