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Protección radiológica a trabajadores y público en instalaciones que operan radioisotopos industriales

Resumen

En este trabajo se verifica el cumplimiento que las tasas de dosis, en los alrededores de una instalación que opera radioisótopos de uso industrial con actividades de hasta 50 Ci. También se verifica si cumple con los requisitos exigidos por los protocolos internacionales para la protección radiológica de trabajadores y público en general. En este caso se validó la instalación del Laboratorio de Radiaciones Nucleares de la Universidad Pedagógica y Tecnológica de Colombia. El procedimiento consistió en construir la geometría de la instalación siguiendo las dimensiones y materiales usados en la construcción mediante levantamiento topográfico. Haciendo uso del código de simulación MCNPX, se ubicaron detectores en diversos puntos dentro y fuera de la instalación, los que permitieron calcular la fluencia de fotones que atravesaba las diferentes barreras de contención diseñadas para este propósito. Usando los respectivos coeficientes de conversión establecidos por la comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP-74, 1997), para la conversión de fluencia a dosis, se consiguió calcular las diferentes tasas de dosis en dichos puntos, las que fueron comparadas con mediciones experimentales. Los resultados encontrados corroboran que la instalación cumple con los requisitos en cuanto a protección radiológica y lo mas importante, sugieren algunas recomendaciones de tipo preventivo.

Palabras clave

tasa de dosis, protección radiológica, radiografía industrial.

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Biografía del autor/a

Segundo Agustín Martínez Ovalle

Físico, Doctor en Bioingeniería y Física Médica, Profesor Universidad Pedagógica y Tecnológica de Colombia, Grupo de Física Nuclear Aplicada y Simulación, Tunja - Boyacá, Colombia.

Faustino Reyes Caballero

Físico, Doctor en Ciencias-Física, Profesor Universidad Pedagógica y Tecnológica de Colombia, Grupo de Física Nuclear Aplicada y Simulación, Tunja-Boyacá, Colombia

Laura Ximena González Puin

Física, Universidad Pedagógica y Tecnológica de Colombia, Grupo de Física Nuclear Aplicada y Simulación, Tunja-Boyacá, Colombia.


Referencias

  • BS 4094-1. (1996). British Standards Institution. Recommendation for data on shielding from ionizing radiation. Part. 1. Shielding from gamma radiation.
  • ICRP 74. (1997). International commission on Radiological Protection. Conversion coefficients for use in radiological protection against external radiation.
  • ICRP 103. (2007). International commission on Radiological Protection. Recommendations of the International commission on radiological protection.
  • ICRU 57. (1996). International Commission on Radiation Units & Measurements. Conversion coefficients for use in radiological protection against external radiation.
  • Martínez Ovalle, S.A., Barquero, S.A., Gómez Ros, R., Gómez Ros, J.M., Lallena, A.M. (2012). Ambient neutron dose equivalent outside concrete vault rooms for 15 and 18 MV radiotherapy accelerators. Radiation Protection Dosimetry. 148 (4), 457-464.
  • OIEA. (1996). Organismo Internacional de Energía Atómica. Manual práctico de seguridad radiológica. Manual sobre gammagrafía industrial.
  • Pelowitz, D.B. (2005). MCNPX User’s Manual Version 2.5.0, Los Alamos National Laboratory.
  • Safety Reports-13. (1999). Radiation Protection and Safety in Industrial Radiography. IAEA, Austria.
  • British Standards Institution [BS 4094-1] (1996). Recommendation for data on shielding from ionizing radiation. Part. 1. Shielding from gamma radiation.
  • International commission on Radiological Protection [ICRP 74] (1997). Conversion coefficients for use in radiological protection against external radiation.
  • International commission on Radiological Protection [ICRP 103] (2007). Recommendations of the International commission on radiological protection.
  • International Commission on Radiation Units & Measurements [ICRU 57] (1996). Conversion coefficients for use in radiological protection against external radiation.
  • Martínez Ovalle, S.A., Barquero, S.A., Gómez Ros, R., Gómez Ros, J.M., Lallena, A.M. (2012). Ambient neutron dose equivalent outside concrete vault rooms for 15 and 18 MV radiotherapy accelerators. Radiation Protection Dosimetry. 148 (4), 457-464.
  • Organismo Internacional de Energía Atómica [OIEA] (1996). Manual práctico de seguridad radiológica. Manual sobre gammagrafía industrial.
  • Pelowitz, D.B. (2005). MCNPX User’s Manual Version 2.5.0, Los Alamos National Laboratory.
  • Safety Reports-13. (1999). Radiation Protection and Safety in Industrial Radiography. IAEA, Austria.

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