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.
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| PDF (Tesis) Español 1801Kb |
Resumen en español
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.
Resumen en inglés
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.
| Tipo de objeto: | Tesis (Trabajo Final (CEATEN)) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Dosimetry; Dosimetría; Radation protection; Protección contra las radiaciones; RA-6 reactor; Ractor RA-6; [Neutron-gamma mixed field; Campo mixto gamma-neutrón; Reactor; Reactor; Thermoluminescence; Termoluminiscencia] |
| Referencias: | [1]Triolo, A.; Marrale, M.; Brai, M. Neutron-gamma mixed field measurements by means of MCP-TLD600 dosimeter pair. (2007). [2]Gambarini,G.; Sinha Roy, M. Dependence of TLD Thermoluminescence Yield on Absorbed Dose in a Thermal Neutron Field. (1997). [3] Cavalieri, T. A.; Castro, V.A.; Siquiera, P. T. D. Differences in TLD 600 and TLD 700 glow curves derived from distict mixed gamma/neutron field irradiations, Internacional Nuclear Atlantic Conference. Brazil. (2013). [4] Autoridad Regulatoria Nuclear. Curso de post-grado en protección radiológica y seguridad nuclear. Tomo 1. (1998). [5] Discacciatti, A.; Carelli, J.; Menchaca, I.; Ferrufino, G. y Reyes, M. Actividades del Laboratorio de Dosimetría Física de la Autoridad Regulatoria Nuclear. IX Congreso Argentino de Protección Radiológica. (2013). [6]Liu, J.; Sims, C. S. Mixed field personnel dosimetry, part I: hight temperature peak characteristics of the reader-annealed TLD600. (1991). [7]ICRU Report 26, Neutron dosimetry for biology and medicine. (1977). [8]Andres, P. Deconvolución computarizada de la curva glow de dosímetros termoluminiscentes. Aplicación en dosimetría personal y ambiental. (2009). [9]Boggio, E. F.; Andres, P. Dosimetría de fotones y neutrones mediante análisis de la curva glow en TLD700 y su implementación en el monitoreo de dosis de cuerpo entero para tratamientos de BNCT. (2014). |
| Materias: | Medicina > Dosimetría |
| Divisiones: | Gcia. de área de Energía Nuclear > Gcia. de Ingeniería Nuclear > Protección radiológica |
| Código ID: | 996 |
| Depositado Por: | Tamara Cárcamo |
| Depositado En: | 28 Ene 2022 12:43 |
| Última Modificación: | 28 Ene 2022 12:43 |
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