Este documento presenta los conceptos fundamentales de la dosimetría de las radiaciones ionizantes, incluyendo las magnitudes y unidades utilizadas para medir y cuantificar la radiación. Define las magnitudes de exposición, dosis absorbida, dosis equivalente y dosis efectiva, así como sus unidades correspondientes. También explica los factores de ponderación de la radiación y de los tejidos utilizados para evaluar el riesgo biológico asociado a diferentes tipos y niveles de radiación.

1. CAPITULO VI
DOSIMETRIA DE LAS RADIACIONES IONIZANTES
El objetivo de la Protección Radiológica es controlar que los individuos, trabajadores y
publico, no reciban cantidades de radiación superiores a las normas fijadas por los
organismos internacionales o nacionales competentes.
Las radiaciones, sean directa o indirectamente ionizantes, comunican su energía a la
materia que atraviesan. Cuando se trata de tejidos vivos, esa transmisión de energía puede
provocar daños a las células. La medición de esa energía comunicada al medio, permite
evaluar las DOSIS DE RADIACIÓN que ha recibido la materia. Esa medida de dosis
constituye el objetivo de la dosimetría, parte importante de la Protección Radiológica.
En adelante vamos a examinar las diferentes magnitudes Dosimétricas que se utilizan y sus
unidades.
I.- MAGNITUDES Y UNIDADES
A.- ACTIVIDAD DE UNA FUENTE RADIACTIVA
La cantidad de una sustancia radiactiva se mide por la ACTIVIDAD que espontáneamente
desarrolla, entendiéndose por tal el número de desintegraciones nucleares que tienen lugar
en ella por unidad de tiempo.
A = dN/dt
UNIDAD EN EL S. I. : Bequerelio
SIMBOLO : Bq.
1 Bq : 1 desintegración por segundo.
UNIDAD TRADICIONAL : Curie
SIMBOLO : Ci
1 Ci : 3,7 x 1010
Bq.
La ACTIVIDAD ESPECIFICA de un material radiactivo se define como la actividad de
la unidad de masa de dicho material. Cuanto mayor es la actividad específica de una
sustancia conteniendo un solo radionucleído, se desintegra más rápidamente ya que su
período de semidesintegración es más corto, por ejemplo: el Plutonio239
puro, con sus
24.000 años de período de semidesintegración, tiene una actividad específica de tan solo
0.06 Ci/g., mientras que el Iodo131
, con sus 8 días de período, alcanza a ser de 1.25 x 105
Ci/g. En la práctica, los isótopos radiactivos generalmente están mezclados con otros que
no lo son, o disueltos en líquidos no radiactivos, en cuyo caso, la actividad específica de la
mezcla o de la disolución, será menor.
101

2. Un curie de una sustancia radiactiva de período corto supone pues una masa muy pequeña
de dicha sustancia. Por ejemplo, bastan 8 microgramos de Iodo131
para formar un curie. En
consecuencia, el escape de una pequeña cantidad de tales sustancias implica una
contaminación radiactiva peligrosa.
B.- EXPOSICION
Desde los primeros trabajos sistemáticos con rayos X, se vio la necesidad de definir una
magnitud representativa de dicha radiación, que estuviera directamente relacionada con su
interacción con la materia, dando como resultado un efecto fácil de medir. Se decidió
llamar a dicha magnitud EXPOSICION a la radiación X y también a la radiación gamma,
dada la naturaleza idéntica de ambas.
Como fenómeno de interacción se adoptó la ionización producida por la radiación en aire,
es por lo tanto una magnitud que evalúa la intensidad de un campo de radiación X o
gamma. Se define como:
X = dQ / dm
donde dQ, es el valor absoluto de la carga eléctrica total de los iones de un mismo signo
producida en el aire, cuando todos los electrones y/o positrones liberados por fotones en
una masa de aire dm, son completamente frenados en aire.
UNIDAD S.I. : Coulomb/kilogramo SIMBOLO: C/kg.
UNIDAD TRADICIONAL : Roentgen SIMBOLO: R
1 R = 2,58x10-4
C/kg.
Pero como la EXPOSICION es una magnitud limitada solo a radiación X y gamma,
entonces es necesario establecer nuevas magnitudes fundamentadas en la energía cedida al
medio.
C.- DOSIS ABSORBIDA
Cuando la radiación incide en un cuerpo
deposita en él su energía.
La DOSIS ABSORBIDA es
una medida de la cantidad
de energía depositada
102

3. El Roentgen ha sido definido como la unidad de exposición a radiación X o gamma, en
función de la ionización que tales radiaciones producen en un gas. Sin embargo, es
fundamental determinar la energía que la materia absorbe de cualquier tipo de radiación
que la atraviese. Por ello, ha sido preciso definir una nueva magnitud llamada DOSIS
ABSORBIDA, como la energía que deposita cualquier radiación ionizante por unidad de
masa de material irradiado.
D = dE/dm
De = es la energía media impartida por la radiación ionizante a la materia de masa dm.
UNIDAD SI: 1 Joule/kg Gray SIMBOLO: Gy
UNIDAD TRADICIONAL: rad SIMBOLO: rad.
1 Gy = 100 rads.
En protección radiológica, es útil definir la dosis absorbida promedio en un órgano o
tejido, DT, o sea:
DT = ET / mT
Donde ET , es la energía total impartida a un tejido u órgano y mT es la masa de ese tejido
u órgano.
Dosis absorbida
 El símbolo es D
 Unidad = gray (Gy);
(1 joule por kilogramo)
 Algunos países aún usan el rad
(= 0,01 Gy)
D
1.- Tasa de exposición y de Dosis Absorbida.
La exposición a radiación X o gamma, así como la dosis absorbida de cualquier radiación,
han sido definidas independientemente del tiempo que haya durado la irradiación. Un
individuo, puede absorber la dosis total de 1 rad en un minuto, por hallarse en un campo de
radiación intenso o en varios años, por vivir en un campo de radiación débil. Por ello es
importante considerar las llamadas TASA DE EXPOSICION Y DE DOSIS, que son
respectivamente la exposición o la dosis que se recibiría, en condiciones constantes, por
unidad de tiempo; se suelen expresar en R/h y Gy/hora.
. .
X = dX / dt D = dD / dt
103

4. 2.- Kerma
En relación con la radiación ionizante, suele distinguirse entre aquella constituida por
partículas con carga eléctrica (radiación directamente ionizante), por ejemplo partículas
alfa, y aquella constituida por partículas sin carga eléctrica (radiación indirectamente
ionizante) tales como fotones y neutrones.
Una de las razones para esta distinción es que, en la interacción, la transferencia de energía
del campo de radiación al medio material se realiza en forma directa en el caso de las
partículas cargadas y, en un proceso en dos etapas o indirecto en el caso de las partículas
sin carga eléctrica.
En la primera de las dos etapas, se transfiere la energía de las partículas indirectamente
ionizantes (no cargadas) a partículas cargadas y son estas últimas las que luego en su
interacción, producen múltiples pares de iones en dicho material (interacciones de tipo
Coulombiano, es decir interacciones carga - carga entre partículas).
La definición de dosis absorbida está relacionada con la segunda etapa del proceso, y para
describir la transferencia de energía que tiene lugar en la primera etapa, se define el
Kerma, como la suma de las energías cinéticas iniciales de todas las partículas cargadas,
liberadas por partículas indirectamente ionizantes ( no cargadas) en una masa elemental.
K= dEtr/dm Unidad: J/kg
Radiación indirectamente ENERGIA Partículas con ENERGIA
Ionizante (sin carga) carga eléctrica MATERIAL
Kerma Dosis Absorbida
En la mayoría de las situaciones prácticas, ocurre una cierta igualdad numérica entre los
valores de kerma y dosis absorbida, esta igualdad es función del grado de equilibrio
electrónico alcanzado y de la posibilidad de despreciar la pérdida de energía por radiación
de frenado.
Las magnitudes definidas hasta ahora son magnitudes físicas, su expresión no es suficiente
para caracterizar los riesgos que resultan de una irradiación. Las radiaciones ionizantes
pueden inducir muchos cambios físicos, químicos y biológicos; la clase y magnitud del
cambio dependen de las condiciones físicas de irradiación, pero también de la naturaleza,
es decir de la CALIDAD de estas radiaciones. Así, 10 rads entregados por rayos X de 100
keV, no tendrán los mismos efectos que 10 rads entregados por neutrones de 10 MeV. En
general, los efectos radioinducidos, dependen de la distribución espacial de la energía
impartida al medio por una partícula cargada. Es decir que el efecto observado, no solo
depende de la dosis absorbida, sino del tipo y/o energía de la radiación ionizante que lo
produjo.
En particular, importa la descripción de la calidad, en términos de la llamada
Transferencia Lineal de Energía o LET, que es la distribución espacial de la energía de
una partícula cargada o radiación, al atravesar una distancia recorrida, a causa de las
colisiones con electrones.
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5. LET = dE/dl
Donde dE, es la energía perdida por una partícula cargada, al atravesar una distancia dl.
Entonces, para obtener una evaluación del riesgo a una condición de irradiación definida,
es necesario aplicar a la dosis absorbida, unos factores modificantes.
3.- Dosis Equivalente
Puesto que la probabilidad de aparición de efectos estocásticos depende de la calidad de
la radiación, tradicionalmente se ha introducido un factor de ponderación para modificar la
dosis absorbida y definir el entonces llamado EQUIVALENTE DE DOSIS. Este factor
adimensional, llamado FACTOR DE CALIDAD, Q, se expresa en función de la
transferencia lineal de energía. Sin embargo, como se explica más adelante, de acuerdo a
las últimas recomendaciones del ICRP, en lugar de Q, se utilizan ahora los FACTORES
DE PONDERACION DE LA RADIACION, WR , basados en una revisión de la
información biológica. Se define ahora una nueva magnitud derivada de la dosis absorbida
promediada en un tejido u órgano y denominada DOSIS EQUIVALENTE. La Dosis
Equivalente en un órgano o tejido T, debida a la radiación R, se expresa por:
HT,R = WR . DT,R
donde DT,R es la dosis absorbida promedio debida a la radiación R, en el tejido u órgano T.
Puesto que el factor de ponderación de la radiación es adimensional, la unidad de dosis
equivalente en el Sistema Internacional es la misma que la de la dosis absorbida, o sea
J/kg, pero recibe el nombre especial de SIEVERT ( Sv). La dosis equivalente por unidad
de tiempo es la tasa de dosis equivalente:
UNIDAD S.I.: Sievert 1 Sv = 100 rem.
UNIDAD TRADICIONAL: rem
FACTORES DE PONDERACION DE LA RADIACION1
TIPO Y RANGO ENERGETICO FACTOR DE PONDERACIÓN
DE LA RADIACION WR
Fotones de todas las energías 1
Electrones y muones de todas las energías 1
Neutrones, energía < 10 keV 5
10 keV hasta 100 keV 10
> 100 keV hasta 2 MeV 20
> 2 MeV hasta 20 MeV 10
> 20 MeV 5
Protones, menos los de retroceso, energía > 2 MeV 5
Partículas alfa, fragmentos de fisión, núcleos pesados 20
1 = Todos los valores están relacionados con la radiación que incide sobre el cuerpo o, en el caso de
fuentes internas, con las emitidas por dichas fuentes.
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6. Dosis equivalente
 Tiene en cuenta los distintos tipos
de radiación
 El símbolo es H
 Unidad = sievert (Sv)
 Algunos países aún usan el
rem (= 0,01 Sv)
H
El valor del factor de ponderación de la radiación para un determinado tipo y energía, ha
sido escogido por el ICRP, de forma que sea representativo de los valores de eficacia
biológica relativa de dicha radiación para inducir efectos estocásticos a dosis bajas. La
eficacia biológica relativa ( EBR) de un tipo de radiación, frente a otra, es la relación
inversa entre las dosis absorbidas, que dan lugar a la aparición del mismo efecto biológico.
En líneas generales, los valores WR son compatibles con los valores de Q, los cuales a su
vez están relacionados con la magnitud denominada transferencia lineal de energía (LET),
que es una medida de la densidad de la ionización a lo largo de la trayectoria seguida por
una partícula ionizante. Para radiaciones de baja LET, incluidas las radiaciones X y gamma
de cualquier energía, según el ICRP se ha escogido la unidad para el factor de ponderación
de la radiación. El valor elegido para otras radiaciones está basado en los valores
observados de la eficacia biológica relativa (EBR), independientemente de que la radiación
de referencia sea del tipo X o gamma.
Ejemplo:
Un tejido absorbe 2 mGy de radiación
gamma y 1 mGy de radiación alfa.
¿Cuál es su dosis equivalente?
Solución:
(2 mGy x 1) + (1 mGy x 20) = 22 mSv
4.- Dosis Efectiva
Se ha observado que la relación entre la probabilidad de aparición de efectos estocásticos y
la dosis equivalente, también depende del órgano o tejido irradiado. Por lo tanto resulta
106

7. apropiado definir otra magnitud derivada de la dosis equivalente, la dosis efectiva. Para
expresar la combinación de diferentes dosis equivalentes en diferentes tejidos de forma que
se pueda correlacionar razonablemente con el efecto estocástico total, se utiliza el
FACTOR DE PONDERACION DE TEJIDO, WT. Los valores de dicho factor se han
escogido de forma tal, que una dosis equivalente uniforme sobre todo el cuerpo, de lugar a
una dosis efectiva numéricamente igual a esta dosis equivalente uniforme. La suma de los
factores de ponderación de los tejidos es entonces igual a la unidad.
La unidad de dosis efectiva también es el J/kg. y recibe el nombre especial de Sievert. La
dosis efectiva E, es la suma de las dosis equivalentes ponderadas en todos los órganos y
tejidos del cuerpo. Viene dada por la expresión:
E =  WT . HT
R
Donde HT , es la dosis equivalente en el tejido u órgano T.
Dosis efectiva
 Tiene en cuenta la radiosensibilidad de los
distintos tejidos u órganos
 El símbolo es E
 Unidad = sievert (Sv); (o rem)
E
FACTORES DE PONDERACION DEL TEJIDO 1
TEJIDO U ORGANO FACTOR DE PONDERACION DEL TEJIDO, WT
Gónadas 0.20
Medula 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
Superficie ósea 0.01
Resto 0.052,3
1. Estos valores se han determinado a partir de una población de referencia de igual
número de personas de ambos sexos y un amplio espectro de edades. En la
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8. definición de dosis efectiva, éstos son aplicables a los trabajadores, la población en
su conjunto y para cualquiera de los sexos.
2. A efectos de cálculo, el “resto” se compone de los siguientes tejidos y órganos:
glándulas suprarrenales, cerebro, intestino grueso superior (ciego, ascendente y
transverso), intestino delgado, riñones, músculos, páncreas, bazo, timo y útero. La
lista contiene órganos susceptibles de ser irradiados de forma selectiva. Se sabe que
algunos de los órganos que figuran en la lista son susceptibles a la inducción de
cáncer. Si posteriormente se identificara que otros tejidos y órganos tienen un
riesgo significativo de cáncer inducido, se incluirán en la lista, ya sea con un WT
específico o dentro del conjunto adicional que constituye el “resto”. Este último
también puede incluir otros tejidos u órganos irradiados de forma selectiva.
3. En los casos excepcionales en los que uno cualquiera de los tejidos u órganos del
resto, reciba una dosis equivalente superior a la dosis más alta de cualquiera de los
doce órganos para los que se especifica un factor de ponderación, se aplicará al
tejido u órgano afectado, un factor de ponderación de 0.025, aplicándose un factor
de ponderación de 0.025 a la dosis media en los otros órganos o tejidos que
constituyen el “resto” según se define anteriormente.
Ejemplo:
Los pulmones reciben una dosis equivalente de
3 mSv y la tiroides recibe una dosis equivalente
de 6 mSv.
¿Cuál es la dosis efectiva que ha recibido esta
persona?
Solución:
(3 mSv x 0,12) + ( 6 mSv x 0,05)
= 0,36 + 0,3 = 0,66 mSv
II.- DETECCION Y MEDICION DE LAS RADIACIONES IONIZANTES
En vista de que ninguno de los sentidos del organismo humano, es capaz de detectar las
radiaciones ionizantes, sus efectos biológicos y en general el riesgo que implica su
exposición permanecieron ignorados por mucho tiempo, razón por la cual se hace
necesario disponer de instrumentos que la cuantifiquen, con fines proteccionistas.
La detección y medida de las radiaciones tienen sus fundamentos en la evaluación de los
procesos físico - químicos que provocan las radiaciones ionizantes al interactuar con la
materia. Esta interacción supone una cesión de energía, que hay que cuantificar, valiéndose
de los efectos que ocasionan: ioniza el medio gaseoso, ennegrece emulsiones fotográficas,
descompone ciertas substancias químicas, provoca centelleo dentro de ciertas sustancias
luminiscentes, etc.
Estas propiedades han sido explotadas para el estudio y la construcción de diversos
aparatos de detección y medida de las radiaciones.
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9. Un sistema de detección de la radiación, se halla constituido por dos bloques básicos:
 Detector
 Instrumentación electrónica asociada.
El detector actúa como transductor, transformando la energía del campo de radiación a
medir, en otra mas fácilmente procesable, como es la energía eléctrica.
Los detectores de radiaciones ionizantes pueden clasificarse en detectores inmediatos o
retardados, según el suministro de la información al observador, instantánea o diferida,
con respecto al momento en que se procede a la detección. También pueden clasificarse en
por ionización o por excitación, según el tipo de fenómeno físico involucrado en el
proceso de conversión de la energía del campo de radiación, en señal inteligible.
Por ionización Gaseosos
Semiconductores
INMEDIATOS
Por excitación Centelleo
Por ionización Película fotográfica
RETARDADOS
Por excitación Termoluminiscente
A.- DETECTORES POR IONIZACION
1.- Detectores gaseosos
La radiación al pasar por un gas, produce iones, si mediante dos electrodos se aplica un
campo eléctrico, los iones serán atraídos según su carga eléctrica, originando una corriente,
es decir una señal eléctrica.
Un detector basado en este principio consta de un cilindro que encierra el gas (cátodo) y
tiene un electrodo central aislado que actúa de ánodo (Fig. 1). Cuando dicho dispositivo se
- Figura 1 -
109

10. expone a un campo de radiación, la interacción de las partículas ionizantes con el gas que
llena el recinto o con el material de sus paredes, hace que se generen pares de iones (uno
de carga eléctrica positiva y otro de carga eléctrica negativa). Estos iones, en presencia del
campo eléctrico, se aceleran en dirección a los electrodos polarizados eléctricamente con
signo contrario, los iones serán atraídos según su carga eléctrica, originando una corriente,
es decir una señal eléctrica.
Si la diferencia de potencial aplicada a los electrodos de un detector gaseoso es nula,
también será nula la intensidad del campo eléctrico en el interior del recinto, con lo que los
iones producidos por la interacción de las partículas ionizantes, se encontrarán sometidos
solo a la atracción mutua debida al distinto signo de sus cargas, recombinándose para
volver a constituir átomos o moléculas neutras (ver figura 2).
Aplicando tensión a los electrodos a partir de un cierto valor mínimo, que se conoce como
tensión de saturación, el campo eléctrico existente atrae a los iones hacia los electrodos
correspondientes con una fuerza proporcional a su intensidad y a la carga eléctrica de un
ión. Sin embargo, pese a la existencia de la fuerza de atracción producida por el campo
eléctrico, algunos iones se recombinan durante su migración hacia los electrodos, en
relación inversa con la diferencia de potencial aplicada (al aumentar ésta, aumenta la
intensidad de campo eléctrico y, consiguientemente, aumenta la fuerza que actúa sobre los
iones, con lo que se les imprime mayor velocidad y disminuye el tiempo de tránsito hacia
los electrodos correspondientes, disminuyendo la probabilidad de recombinación). En esta
zona de operación la altura de los pulsos (amplitud del impulso) o la corriente producida
por fotones de igual energía no se modifica al variar la tensión de los electrodos. Esta
condición se mantiene dentro de un rango de tensiones entre 6 y aproximadamente 300
volts. En el cual se dice que el detector opera en la zona de cámara de ionización.
Debido a la muy pequeña cantidad de cargas eléctricas puestas en juego por cada
interacción de partículas ionizantes con la cámara de ionización, la amplitud de los
correspondientes impulsos eléctricos resulta muy pequeña; por esta razón, no resulta
práctico utilizar este tipo de detectores para el contaje de eventos. Las cámaras de
ionización se emplean fundamentalmente para la determinación de la intensidad de campos
de radiación.
Al sobrepasar un cierto valor en la tensión aplicada, la aceleración alcanzada por los iones
primarios es tal, que por colisión con las moléculas de gas, producen iones secundarios que
aumentan la corriente o el pulso en forma proporcional a los iones primarios producidos
por la radiación. A partir de dicho valor, tenemos un nuevo rango de tensiones y a los
detectores gaseosos polarizados en esa zona de funcionamiento (ver figura 2) se los
denomina contadores proporcionales. En estas condiciones, la amplitud de los impulsos
obtenidos guarda proporcionalidad tanto con la energía transferida por la partícula
ionizante incidente que interactúa con el detector como con la tensión de polarización de
los electrodos. En estos detectores, para igualdad de energía de la partícula ionizante, la
amplitud del impulso eléctrico obtenido es mayor que el de las cámaras de ionización, por
lo que se los puede emplear en el contaje de eventos.
La aplicación más frecuente de este tipo de detectores en protección radiológica es en el
monitoraje de contaminaciones superficiales con radionucleídos emisores alfa o beta.
Dado que las partículas alfa y beta poseen baja capacidad de penetración en un medio
material denso, en necesario contar con una ¨ventana¨ de espesor apropiado y de material
110

11. liviano para que tales partículas puedan interaccionar con el gas detector. El espesor de
ventana se suele expresar en unidades de masa (de la ventana) por unidad de superficie de
la misma (mg/cm2
).
Si se continúa aumentando la diferencia de potencial entre los electrodos de un detector
gaseoso, más allá de los valores que corresponden al rango de funcionamiento como
contador proporcional, la producción de iones secundarios se hace tan grande y se propaga
en cadena tan rápidamente, que produce una verdadera descarga en el detector, es decir, el
factor de multiplicación de iones deja de ser lineal con la tensión aplicada. Ello se debe a
que al ser la masa de los iones positivos mucho mayor que la de los electrones, los
primeros se desplazan a menor velocidad que los segundos, llegando a constituir una
¨carga espacial¨ que altera la forma del campo eléctrico dentro del detector y, por ende, la
linealidad. Si se aumenta aún más la diferencia de potencial, el efecto de la carga espacial
resulta dominante frente a la diferencia de potencial exterior. En este caso la ionización
primaria es multiplicada por un factor de orden de 106
y se obtienen pulsos eléctricos cuya
tensión es independiente del número inicial de iones. Esta región de operación del detector
gaseoso recibe el nombre de Geiger - Müller.
En la zona del Geiger-Müller, la amplitud del impulso se mantiene constante e
independiente de la energía de la partícula, ya que en esta región de trabajo del detector
gaseoso, la amplitud de los impulsos (para cualquier valor de la energía de la partícula
incidente), alcanza el valor máximo obtenible con esa configuración del detector. En
general, se prefieren los contadores Geiger-Müller para la detección de radiación beta o
fotónica.
En la figura 2 se muestra la altura de los pulsos producidos por el paso de un fotón a través
del detector en función de la tensión eléctrica aplicada a los electrodos. Se han marcado
las tres zonas: cámara de ionización, contador proporcional y Geiger-Müller. Además se
indica una cuarta zona, que corresponde a proporcionalidad limitada según la energía de
los fotones.
Figura 2
111

12. B.- DETECTORES POR EXCITACION
Detectores de Centelleo.- Los detectores de centelleo, se basan en el principio de que
cuando una radiación ionizante atraviesa ciertas substancias luminiscentes, se produce una
luz visible que puede ser detectada con la ayuda de dispositivos tales como el
fotomultiplicador.
III.- DOSIMETRIA PERSONAL
Es de particular interés el conocer la consecuencia resultante de la interacción de las
radiaciones ionizantes sobre las células y tejidos humanos, ya que sabemos que existe
dependencia entre los efectos biológicos nocivos y la dosis recibida.
La dosimetría personal consiste en medir, persona a persona, la dosis que reciben en su
trabajo diario; además, nos sirve de base para evaluar de manera inmediata el grado de
bondad de los sistemas de Protección Radiológica. Es evidente que si los trabajadores
reciben dosis elevadas, es que los sistemas de Protección no son los adecuados o que la
planificación de los trabajos, no es idónea.
El dosímetro personal es el instrumento que mide y registra la dosis total recibida por una
persona. Este instrumento permite medir la dosis recibida por el cuerpo. Sin embargo, estas
magnitudes no pueden ser medidas con exactitud ya que el dosímetro es usado en un lugar
representativo sobre la superficie del cuerpo y como el campo de radiación no siempre es
homogéneo y es multidireccional, el valor medido dependerá de la orientación del cuerpo
dentro del campo de radiación.
Estudios sobre dosis altas no habituales, recibidas por trabajadores que no las presentaban
con anterioridad, nos deben servir para investigar sobre:
 Cambios habidos en la instalación.
 Cambio de técnicas de trabajo.
 Presencia de fuentes adicionales de exposición.
 Averías en general.
 Ocurrencia de accidentes radiológicos.
Como consecuencia de la misma mejoraremos, si es necesario, las condiciones en las
cuales habitualmente realizan su trabajo.
Resumiendo, podemos decir que el objetivo principal de la dosimetría personal, es la de
optimizar la protección radiológica del personal ocupacionalmente expuesto, a través de la
vigilancia de los procedimientos de trabajo en el área de radiación y de los niveles de
referencia. Los niveles de referencia son valores de una magnitud que rige conductas a
seguir, luego de estudiar toda la información al respecto, cuando los valores superan lo
establecido. No se deben confundir con los límites.
Un dosímetro personal deberá cumplir con los siguientes requisitos:
 Pérdida mínima del registro de la “dosis acumulada” durante el período de uso.
112

13.  Dependencia energética mínima.
 Amplio rango de medida.
 Buena respuesta a la dosis absorbida (respuesta lineal).
 Sensibilidad adecuada.
 Equipo asociado no muy sofisticado.
 Resistente a las condiciones ambientales.
 No deberá interferir en el desempeño de las actividades.
 Costo razonable.
Los tipos de dosímetros personales más utilizados, son los siguientes:
 Dosímetros de película.
 Dosímetros de lapicera.
 Dosímetros termoluminiscentes.
A.- DOSÍMETROS DE PELÍCULA:
El ennegrecimiento de emulsiones fotográficas, fue el primer método usado para detectar
radiaciones.
Una pequeña placa de película recubierta con un material muy delgado que evita la
incidencia de luz (que velaría la placa), se coloca dentro de un armazón que tiene una
ventana abierta - sin filtro - y otras porciones esta cubierto por filtros colocados
simétricamente en la parte anterior y posterior. El material de los filtros depende del tipo
de radiación a la que se expone el usuario, generalmente se usa cadmio, aluminio, cobre y
plomo.
La película contiene bromuro de plata (AgBr) con emulsiones de diferente sensibilidad,
para permitir mayor margen de detección. La de alta sensibilidad (bajas dosis) tiene un
rango aproximado de 10 mR a 400 mR y la de baja sensibilidad (altas dosis), cubre desde
400 mR hasta 10.000 mR.
Mediante un proceso químico denominado revelado, se puede poner de manifiesto la
imagen latente dejada por la radiación en la película dosimétrica. Las radiaciones
transfieren energía a la emulsión excitando a los electrones del cristal de bromuro de plata.
Los iones de plata, al combinarse con los electrones, forman átomos de plata, que
patentizan el ennegrecimiento aparecido en la película por efecto de las radiaciones y que
no es apreciable a simple vista. El velado esta en relación con la exposición a la que se
sometió el dosímetro. De acuerdo con la densidad óptica del velado, se puede calcular la
dosis absorbida por el individuo.
Un inconveniente de este dosímetro, es la disminución con el tiempo, de la intensidad de la
imagen latente. Para paliar este problema, el proceso de revelado se efectuará siempre con
revelador y fijador nuevos en cada grupo de dosímetros. Otro inconveniente de los
dosímetros de película, es que no son de material equivalente a tejido biológico.
Una ventaja de este sistema de dosimetría, es que la información obtenida en la película
puede guardarse.
113

14. B.- LAPICERA DOSIMÉTRICA:
Es un dosímetro de lectura directa, posee la apariencia externa de una pluma estilográfica y
se usa para obtener, de manera inmediata, una indicación bastante precisa e instantánea, de
la exposición a la que ha estado sometida la persona.
Su principio de funcionamiento es la cámara de ionización. Tiene como electrodo central
una fibra de cuarzo flexible y metalizado; al incidir la radiación, la lámina de cuarzo se
descarga de tal manera, que esta descarga es proporcional a la radiación incidente,
provocando el desplazamiento de la pluma sobre una escala en miniatura. La lectura
resultante es directa ya que la escala está calibrada en miliroentgen (mR).
Su grave inconveniente es que se descarga con frecuencia, por golpes o variación de las
condiciones ambientales, dando por tanto una medida incorrecta en la escala que lleva
incorporada. Otra desventaja es la escala abarca un rango pequeño (0 - 200 mR, 0 - 500
mR), no dando por lo tanto información, cuando se exceden esos valores.
Una regla importante a tenerse en cuenta durante su uso, es que debe ser recargado, es
decir llevado a CERO, cuando la lectura alcanza el 75% del valor máximo que el
dosímetro puede acumular. Es decir, un dosímetro para 200 mR, debe encerarse cuando
alcanza el valor de 150 mR.
C.- DOSÍMETROS TERMOLUMINISCENTES:
Entendemos por termoluminiscencia aquel fenómeno mediante el cual substancias
cristalinas como el Fluoruro de Litio (LiF), Fluoruro de Calcio (CaF2), Sulfato de
Calcio (CaSO4), entre otras, emiten luz al ser calentadas a una temperatura inferior a la de
incandescencia. Este fenómeno se presenta, como liberación de la energía almacenada,
motivada por una acción exterior, como por ejemplo el haber estado expuesto a radiación
ionizante.
Durante la exposición, el dosímetro acumula energía en las capas electrónicas de los
átomos. Luego, mediante calentamiento, se libera dicha energía en forma de radiación
luminosa. La cantidad de luz emitida durante este calentamiento, es proporcional a la dosis
de radiación absorbida. El calentamiento debe hacerse en condiciones perfectamente
normalizadas y la medición de la luz emitida, se efectúa mediante instrumentos
electrónicos de precisión. Estos dosímetros tienen una excelente respuesta para un amplio
rango de energía, por ello, no permiten su discriminación.
Finalmente, debemos tener muy en cuenta lo siguiente:
LA DOSIMETRIA ES UN SISTEMA QUE PERMITE MEDIR LA CANTIDAD DE
RADIACION QUE USTED RECIBE CUANDO TRABAJA CON ELLA.
RECUERDE:
EL DOSIMETRO NO PROTEGE
114

15. 115
IV.- BIBLIOGRAFIA
1. IAEA. “Assessment of Doses to the Public from Ingested Radionuclides”. Safety
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