4.1. Unidades asociadas a la medida de las radiaciones:
Actividad:
Es una magnitud que caracteriza las fuentes origen de radiación ionizante. La actividad de determinada muestra será el número de desintegraciones por segundo que se producen en dicha muestra. Por lo tanto esta magnitud está directamente relacionada con el número de partículas que son emitidas.
La unidad es el Becquerel (Bq).
1 Bq = 1s-1
Otra unidad que con frecuencia se utiliza para caracterizar fuentes radiactivas es el Courie (Ci).
1 Ci = 3,7*1010 Bq
Una fuente con una actividad de 1 Ci implica que sufre 3,7*1010 desintegraciones cada segundo.
La actividad de una fuente radiactiva es un parámetro determinante de su peligrosidad. La clasificación de residuos, fuentes etc. viene establecida fundamentalmente por su actividad, además de por el isótopo que contiene.
Dosis absorbida:
Esta magnitud se utiliza para valorar la energía absorbida por un material de masa m, a causa de la radiación ionizante. Se define como el cociente entre la energía media impartida por la radiación (E) y la unidad de masa (m).
La unidad de medida en el sistema internacional es el Gray (Gy)
1 Gy = 1 J/Kg
Una dosis de 1 Gy significa que en un Kg de materia ha sido absorbida la energía de un Joule.
Dosis equivalente:
Se ha comprobado que el efecto biológico de la radiación sobre un tejido orgánico no viene solamente determinado por la dosis absorbida, además intervienen otros factores tales como la naturaleza de la radiación, energía y espectro de la radiación, tipo de efecto biológico.
La magnitud que tiene en cuenta los anteriores conceptos se denomina Dosis equivalente y se define como:
H = DQ
Dónde H es la dosis equivalente, D es la dosis absorbida y Q es el factor de calidad, una constante adimensional que pondera cualquier dosis absorbida de acuerdo a la efectividad biológica que produce la radiación, y que tiene los valores señalados en el cuadro siguiente:
| Tipo de radiación | Factor de ponderación W | |
| Fotones | 1 | |
| Electrones | 1 | |
| Neutrones | E<10 KeV | 5 |
| 10<E<100 KeV | 10 | |
| 0,1<E<2 MeV | 20 | |
| 2<E<20 MeV | 10 | |
| E>20 Mev | 5 | |
| Protones | 5 | |
| Partículas alfa, fragmentos de fisión | 20 |
La unidad de medida de la dosis equivalente en el sistema internacional es el Sievert (Sv). Frecuentemente se utiliza un submúltiplo de dicha unidad el mSv. Otra unidad utilizada es el rem.
1 Sv = 1000 mSv = 100 rems
Dosis efectiva:
Debido a que cada órgano presenta una susceptibilidad específica a las radiaciones ionizantes, se realiza una suma ponderada de las dosis equivalentes en todos los tejidos u órganos del cuerpo. El factor de ponderación para cada órgano es proporcional a la radiosensibilidad de éste.
E= Σ wt Ht
La unidad de medida de la dosis efectiva en el sistema internacional es el Sievert (Sv). Frecuentemente se utiliza un submúltiplo de dicha unidad, el mSv.
Los factores de ponderación wT para los diferentes tejidos tejidos, son:
| Tejido u Órgano | Factor de Ponderación: WT |
| Gónadas | 0,20 |
| Médula ósea (roja) | 0,12 |
| Colon | 0,12 |
| Pulmón | 0,12 |
| Estómago | 0,12 |
| Vejiga | 0,05 |
| Mama | 0,05 |
| Hígado | 0,05 |
| Esófago | 0,05 |
| Tiroides | 0,05 |
| Piel | 0,01 |
| Superfície de los huesos | 0,01 |
| Resto del organismo | 0,05 |
Esta magnitud de protección permite establecer límites a la exposición de las personas, pero dado que en la práctica no se puede evaluar experimentalmente, se introducen las denominadas magnitudes operacionales.
Magnitudes operacionales
Dosis equivalente profunda Hp(10). Dosis equivalente en tejido blando a una profundidad de 10 mm. Se puede relacionar con la dosis efectiva en el caso de considerar una exposición uniforme y homogénea de todo el cuerpo.
Dosis equivalente superficial Hp(0,07). Dosis equivalente en tejido blando a una profundidad de 0,07 mm. Se puede relacionar con la dosis equivalente en la piel.
La importancia de estas magnitudes radica en que se pueden evaluar experimentalmente. Así pues, a partir de los valores que se obtienen de dosis equivalente profunda y dosis equivalente superficial, y que figuran por ejemplo en los informes de dosimetría que recibe el personal expuesto a radiaciones, se pueden obtener valores de dosis efectivas y dosis equivalentes (magnitudes de protección).
Gracias a la relación que existe entre estas magnitudes operacionales y las de protección, para las que como se ha dicho están establecidos los límites de exposición, se puede realizar el necesario control radiológico del personal expuesto a radiaciones. Dicho control se fundamenta en la estimación de las dosis efectiva y equivalente que el personal recibe, y la comparación de los valores obtenidos con los límites de seguridad establecidos.
Dosis colectiva:
Está definida como la suma de las dosis individuales de un colectivo determinado. Es uno de los parámetros que se trata de minimizar cuando se optimizan los procedimientos y medios de protección radiológica.
4.2. Dispositivos para la medida de la radiación ionizante
En este apartado se hace una relación no exhaustiva de los dispositivos más comúnmente utilizados para detectar y medir fuentes de radiaciones ionizantes, posibles contaminaciones o niveles de dosis incorporados por el organismo en determinada zona a causa de una fuente de radiaciones ionizantes.
Detectores de ionización gaseosa
Los equipos basados en detectores de ionización gaseosa son los utilizados más frecuentemente para la detección y medida de radiaciones ionizantes.
Están basados en un recinto que confina un volumen ocupado por un gas, en el que están dispuestos dos electrodos conductores entre los que se crea una diferencia de potencial. En presencia de radiación existirá una ionización en el gas del recinto y las cargas se moverán a los electrodos polarizados, siendo este fenómeno origen de una corriente eléctrica que es detectada por el circuito electrónico asociado a la cámara de ionización.
En función de la presión y tipo de gas, de la configuración geométrica y el material con que esté hecha la pared de la cámara tendremos un tipo de dispositivo adaptado a las necesidades y magnitudes que se desee medir, sobretodo en lo que concierne a la posibilidad de detectar un tipo de radiación u otro. Ejemplos: Cámara de ionización, contador proporcional, contador Geiger...
Contadores de centelleo
La energía perdida en un medio por las partículas que conforman la radiación es absorbida por un material específico, que cede esta energía que ha absorbido de la radiación incidente en forma de luz. La luz que es emitida por el material de centelleo es amplificada por el tubo fotomultiplicador y transformada en una señal eléctrica. Dicha señal, que se mide mediante los dispositivos electrónicos más adecuados, estará relacionada con la cantidad de radiación incidente. En función del tipo y la calidad de la radiación que se quiera valorar se seleccionarán los materiales de centelleo más adecuados, los recubrimientos del sistema óptico y parámetros eléctricos del dispositivo más adecuados.
Detector de semiconductor
El material detector que interacciona con la radiación es un semiconductor sólido, por ejemplo un cristal de silício. Con detectores de semiconductor se realizan los dosímetros electrónicos, pequeños dispositivos que permiten visualizar en todo momento a través de una pantalla que incorporan, la dosis que se está recibiendo en cualquier lugar, y conservar los datos de dosis acumuladas.
Detectores de termoluminiscencia
En esta propiedad están basados la gran mayoría de los dosímetros utilizados por el personal profesionalmente expuesto a radiaciones. Se basa en un fenómeno característico de ciertas sustancias que, por la acción de radiaciones ionizantes, sufren una excitación en el estado de los electrones por la absorción de energía, manteniéndose en ese estado hasta que externamente se provoca una desexcitación que implica la emisión de luz visible. Dicha desexcitación se provoca calentando el material termouminiscente. La cantidad de luz emitida por un material termoluminiscente está directamente relacionada con la dosis de radiación absorbida por dicho material.
En los dosímetros termoluminiscentes se suelen colocar entre uno y cuatro elementos de material termoluminiscente, además de disponer del necesario encapsulamiento y carcasa de protección. También acostumbran a incorporar unos filtros para discernir el tipo de radiación recibida.
Se utilizan normalmente durante periodos de un mes, transcurrido el cual son enviados a un Centro de Dosimetría para que, tras la lectura del dosímetro, se obtengan los datos de dosis relativos a éste. Posteriormente, los resultados en dosis son enviados a sus respectivos usuarios.
Se pueden encontrar otros tipos de dosímetros personales, dispositivos basados en películas fotográficas o pequeñas cámaras de ionización que actualmente en nuestro país están prácticamente en desuso.
