Dosimetría personal en campos mixtos (gamma neutrón) para trabajadores ocupacionalmente expuestos del reactor RA6 /

Actualmente sigue siendo un desafío realizar la dosimetría ocupacional en campos mixtos gamma-neutrón (ϒ,n). Esto es debido a la dificultad de discriminar experimentalmente las componentes de cada campo. Según el reporte 26 de la ICRU (Comisión Internacional de Unidades y Medidas Radiológicas) el us...

Descripción completa

Detalles Bibliográficos
Autor principal: Barrientos, María Florencia
Formato: Tesis NonPeerReviewed
Lenguaje:Español
Publicado: 2019
Materias:
Acceso en línea:http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/996/1/1Barrientos.pdf
Aporte de:Repositorio Institucional Centro Atómico Bariloche e Instituto Balseiro (CNEA) de CAB - CNEA - Biblioteca Leo Falicov Ver origen
Descripción
Sumario:Actualmente sigue siendo un desafío realizar la dosimetría ocupacional en campos mixtos gamma-neutrón (ϒ,n). Esto es debido a la dificultad de discriminar experimentalmente las componentes de cada campo. Según el reporte 26 de la ICRU (Comisión Internacional de Unidades y Medidas Radiológicas) el uso de un par de detectores termoluminiscentes es una alternativa aplicable. En virtud a esto se planteó una serie de ensayos a fin de evaluar las dosis que reciben los trabajadores de un reactor de investigación por irradiación externa. Las mediciones se realizaron en el Reactor Argentino RA6, para determinar el factor dosimétrico de neutrones apropiado para esta instalación. Se realizaron mediciones en diferentes escenarios de irradiación, los cuales tuvieron en común el uso de dosímetros termoluminiscentes: 6"LiF y 7"LiF, un fantoma de tórax y detectores marca Thermo modelos FH-40G-L10 y FHT-752. Para las lecturas de los dosímetros se empleó una lectora Harshaw TL 3500 asociada al software Windows Radiation Evaluation and Management System (WinREMS). Se valoró la incidencia del campo neutrónico moderado presente en el ambiente, debido a que el mismo registra una lectura en los dosímetros, pero no genera dosis relevantes en el personal. La dosis que interesa evaluar, es aquella generada por los neutrones rápidos que depositan su energía en el cuerpo del trabajador. Por otro lado, se analizó la respuesta de los dosímetros a un campo gamma puro (con una fuente de 137"Cs). Además, se estudió la influencia de la posición del trabajador y de la configuración de las barras de control (BC) del núcleo del RA6, para diferentes situaciones de operación. Se observó que estos parámetros poseen gran influencia en el campo de irradiación generado, debido a que los resultados difieren notablemente. Empero, dada la heterogeneidad de energías del campo y su anisotropía, se concluyó que el factor dosimétrico recomendado (κn = 0,0074 ± 0,0001 [mSv/nC] y κg=0,2156 ± 0,0031 [mSv/nC]) es el calculado para una exposición frontal en la puerta de la instalación de terapia por captura neutrónica en boro (BNCT), con el reactor operando para dicha facilidad. Obteniéndose así medidas conservadoras y asegurar la protección radiológica del personal ocupacionalmente expuesto.