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

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Detalles Bibliográficos
Autor principal: Barrientos, María Florencia
Formato: Tesis NonPeerReviewed
Lenguaje:Español
Publicado: 2019
Materias:
Dosimetría
Dosimetry
Radation protection
Protección contra las radiaciones
RA-6 reactor
Ractor RA-6
[Neutron-gamma mixed field
Campo mixto gamma-neutrón
Reactor
Thermoluminescence
Termoluminiscencia]
Acceso en línea:http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/996/1/1Barrientos.pdf
Aporte de:
Repositorio Institucional Centro Atómico Bariloche e Instituto Balseiro (RICABIB) de Instituto Balseiro
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description 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.
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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. Since discrimination of each component of the radiation field is indeed difficult, mixed-field (gamma-neutron) occupational dosimetry is still a big challenge. Because of it, a few experiments were performed in order to estimate the dose received by research reactor workers as a consequence of external irradiation. In accord with the ICRU Report 26 (ICRU, International Commission on Radiation Units & Measurements), a pair of thermoluminescent detectors is the alternative of choice. Several measurements in different scenarios were carried out in the RA6 Research Reactor, where two different thermoluminescent dosimeters were used: 6"LiF and 7"LiF, a thorax phantom, gamma a neutron portable detectors (Thermo model FH-40G-L10 and FHT-752, respectively). The dosimeters were read with a Harshaw TL 3500 reader linked to the WinREMS Software (Windows Radiation Evaluation and Management System). The influence of the neutron field moderated by the environment was estimated, because it modifies the dosimeter readout, but it does not contribute to the dose received by the staff. Computing the dose generated by fast neutrons is the most important aspect to be considered because these are the neutrons imparting energy to the worker’s body. On the other hand, the response of the thermoluminescene dosimeters to a gamma radiation field (137"Cs source) was studied. In addition, the influence of the worker’s position and the control bars configuration of the reactor core were considered. Both variables have a big influence in the radiation field. Due to the field anisotropy and heterogeneity, the results change significantly. As a result, the recommended calibration factors are: κn= 0,0074±0,0001 [mSv/nC] and κg=0,2156 ± 0,0031 [mSv/nC]. These factors were obtained in a AP irradiation geometry in front of the BNCT facility door when the reactor operation conditions are those for this facility. This guarantees a conservative point of view as well as it highlights the radiological protection of workers. 2019-12-18 Tesis NonPeerReviewed application/pdf http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/996/1/1Barrientos.pdf es Barrientos, María Florencia (2019) Dosimetría personal en campos mixtos (gamma neutrón) para trabajadores ocupacionalmente expuestos del reactor RA6 / / Neutron-gamma mixed field dosimetry for workers of the reactor RA6. Trabajo Final (CEATEN), Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro. http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/996/

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