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SISTEMA DE DETECCIÓN DE RADIACIONES IONIZANTES
AUTOR: Eduard Martí Florensa.
PONENT: Joaquín Cruz Pérez.
DATA: 01 / 2002.
SISTEMA DE DETECCIÓN DE RADIACIONES IONIZANTES
EQUIPO DE DETECCIÓN DE CONTAMINACIÓN SUPERFICIAL
FHT-111M EBERLINE
ÍNDICE
1. Introducción....................................................................................6
1.1. Antecedentes...............................................................................................8
1.1.1. Ensayos............................................................................................8
1.1.2. Naturaleza de las partículas.............................................................11
1.2. Objetivos....................................................................................................24
1.3. Alcance......................................................................................................25
2. Modelo simplificado de un detector de ionización......................26
2.1. Generalidades.............................................................................................26
2.1.1. Actividad de una fuente radioactiva................................................26
2.1.2. Fuentes de Contaminación...............................................................28
2.2. Modos de medida.......................................................................................29
2.2.1. Funcionamiento en modo corriente.................................................31
2.2.2. Funcionamiento en modo impulso...................................................32
2.3. Analisis de impulsos...................................................................................34
2.4. Calibración en energía................................................................................35
2.5. Resolución en energía.................................................................................37
2.6. Eficiencia en detección...............................................................................38
2.7. Resolución en tiempo, el problema del tiempo muerto.............................. 41
2.8. Métodos absolutos y relativos de medida de la actividad.......................... 43
3. Contaminámetro FHT-111M EBERLINE...................................46
3.1. Principio de funcionamiento.......................................................................46
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3.1.1. Constantes del tiempo en el contaminámetro.....................................47
3.1.2. Esquema electrónico y funcionamiento............................................ 49
3.2. Descripción....................................................................................................54
3.3. Características...............................................................................................58
3.4. Funciones del Contaminámetro....................................................................59
3.5. Modos de operación......................................................................................63
4. Gama de verificación y calibración.................................................69
4.1. Equipo de pruebas.........................................................................................69
4.2. Precauciones de intervención........................................................................70
4.3. Instrucciones............................................................................................... 70
4.3.1. Previo..................................................................................................70
4.3.2. Determinación del fondo.....................................................................71
4.3.3. Determinación de la eficiencia β + γ...................................................72
4.3.4. Determinación de la eficiencia β.........................................................73
4.3.5. Determinación de la eficiencia α.........................................................77
4.3.6. Fijación de umbrales de alarma...........................................................78
4.3.7. Criterios de aceptación.........................................................................79
4.3.8. Periodicidad.........................................................................................82
4.3.9. Etiquetado............................................................................................83
5. Procedimiento de medida.................................................................84
5.1. Medida de la contaminación superficial........................................................85
5.1.1. Medida de la contaminación superficial total(fija más desprendible).85
5.1.2. Medida de la contaminación superficial desprendible........................86
5.2. Criterios para el control de materiales............................................................87
5.2.1. Medida directa (fija más desprendible)...............................................88
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5.2.2. Medida indirecta (desprendible)..........................................................88
6. Presupuesto.........................................................................................91
7. Bibliografía..........................................................................................92
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Introducción
6
1. Introducción
Una característica intrínseca de las centrales termonucleares de generación de
energía eléctrica es la presencia de radiaciones ionizantes, producidas como consecuencia
de las reacciones de fisión y de activación que se originan al intera ccionar neutrones con
núcleos de uranio y sustancias del sistema de refrigeración respectivamente, cuando se dan
las condiciones adecuadas.
La radiación ionizante podría considerarse como una forma de energía que emiten
núcleos de átomos excitados para al canzar su estado estable. Esta emisión de energía puede
producirse, de modo más frecuente, en forma de partículas α, partículas β, radiación
electromagnética (rayos γ y X) y neutrones. Los elementos químicos que alcanzan su estado
estable de esta forma se llaman elementos radiactivos y al fenómeno físico, radiactividad ..
La exposición a las radiaciones ionizantes está considerada como un riesgo laboral
adicional para todos los trabajadores que deban desarrollar su actividad en presencia de
campos de radiac ión, afectando de manera concreta a los empleados en instalaciones
radiactivas (hospitales, industrias e investigación), instalaciones nucleares (minería,
producción eléctrica) e instalaciones de almacenamiento de residuo.
En España hay más de 65.000 trab ajadores profesionalmente expuestos a las
radiaciones. Este es el nombre que se da a las personas que desarrollan su trabajo en
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Introducción
7
presencia de radiaciones. Los requisitos, médicos y profesionales, que deben cumplir estos
trabajadores y las medidas de protecc ión que deben cumplir las empresas y organizaciones
que explotan estos tipos de instalación, están recogidas en normativas legales de carácter
nacional que tienen su origen en recomendaciones internacionales.
Con objeto de armonizar los riesgos a que está n sujetos los trabajadores de
instalaciones radiactivas o nucleares, con los de otras industrias, se han establecido límites
de una magnitud, llamada Dosis Efectiva, que es proporcional a la cantidad de energía
transmitida por la radiación al organismo y q ue da idea del riesgo que induce en la persona.
En general la dosis que reciben habitualmente los trabajadores en estas instalaciones
están muy lejos de los límites en vigor. No obstante, el esfuerzo por reducirla es constante
por parte de todos, siendo l a dosis colectiva anual un parámetro indicativo de la efectividad
de las medidas adoptadas por las empresas frente a las radiaciones.
Para lograr la reducción de dosis es imprescindible disponer de una información
precisa, completa y actualizada de los ni veles de radiación en las distintas zonas o
cubículos de la planta. Es pues, una actividad rutinaria en instalaciones nucleares, la medida
y registro de los niveles de radiación en todas sus áreas, cubículos y puntos singulares.
Así se consigue disponer d e un mapa de radiación de toda la instalación, y cuando
es necesario realizar un trabajo, ya sea relacionado con la operación de la planta o con el
mantenimiento de alguno de sus componentes, se dispone de la información necesaria para
planificar el trabajo y reducir el riesgo.
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Introducción
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1.1 Antecedentes
1.1.1 Ensayos
En 1895 Roëtgen estaba realizando unos estudios sistemáticos de los rayos
catódicos con un tubo de Crookes cuando observó la luminiscencia que se producía en una
hoja de papel recubierta de platinoc ianuro de bario, próxima al tubo, cada vez que aplicaba
al mismo la alta tensión generada por un carrete de Ruhmkorff.
El estudio de este fenómeno le condujo al descubrimiento de los rayos X, que eran
la causa de la luminiscencia, y al establecimiento de algunas otras de sus propiedades entre
las que se cuenta el efecto químico sobre el bromuro de plata contenido en la gelatina
sensible de las películas fotográficas, efecto idéntico al que produce la luz visible y que dio
origen a la técnica de la radiogr afía.
Henri Becquerel, en 1896, descubrió en una serie de experiencias que el mismo
efecto químico que producían los rayos X sobre las emulsiones fotográficas protegidas de
la luz, lo producían también las sales de uranio, lo que condujo al descubrimient o de que
ese elemento emite, de forma natural, un tipo de radiación similar a la descubierta por
Roëtgen.
El propio Becquerel observó que la radiación procedente de las sales de uranio
provocaba la rápida descarga de un electroscopio de panes de oro que en condiciones
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Introducción
9
ordinarias, es decir, fuera de la presencia de dichas sales, tardaba varios días en
descargarse.
Becquerel supuso que el efecto era debido a que la radiación hacía conductor, en
cierto grado, al aire que rodeaba al electroscopio ofreciendo así un camino suplementario a
la descarga que en condiciones ordinarias tiene lugar a través de los aisladores del aparato.
Hoy se sabe que la hipótesis de Becquerel era acertada pues la ionización que
radiación produce en el aire, o en cualquier otro t ipo de gas, tiene efecto de generar en su
seno unas cargas eléctricas libres, dotándole así de cierto grado de conductividad.
Los tres tipos de fenómenos físicos, o físico -químicos, que permitieron poner de
manifiesto por primera vez la existencia de los rayos X y de la radiactividad natural, fueron,
pues, la luminiscencia, la activación del bromuro de plata y la ionización de los gases.
Estos tres aspectos de los procesos de interacción de la radiación con la materia
juegan todavía hoy, junto con la io nización en los semiconductores, un papel preponderante
en los sistemas de detección de las radiaciones nucleares.
Como ya es sabido los rayos X no son radiación nuclear ya que se originan en la
corteza del átomo. Hablar de detectores de radiación nuclea r en lugar de detectores de
radiación atómica y nuclear es una simplificación justificada por el hecho de que entre las
radiaciones procedentes de la corteza del átomo no existe ninguna cuya naturaleza no se dé
también en la radiación procedente del núcleo .
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Introducción
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Pasada la fase inicial del descubrimiento, un dispositivo de detección, para resultar
verdaderamente útil, debe ser capaz de algo más que “poner de manifiesto” la presencia de
la radiación: debe ofrecer información cuantitativa de sus propiedades tales como
intensidad, energía, dosis, etc. e incluso de la propia naturaleza de la radiación.
No todos los detectores cumplen en igual medida esos requisitos y por ello se han
establecido algunos parámetros tales como eficiencia, resolución, tiempo muerto de
detección, etc. que permiten valorar la capacidad de los mismos para las estimaciones
cuantitativas.
Ya que más adelante se recurrirá a dichos parámetros para caracterizar a los
diferentes detectores, a continuación se realizará una breve definición de lo s mismos.
En la figura 1 se ilustran los dos factores que intervienen siempre en el rendimiento
de detección. En primer lugar, sólo una fracción de las partículas emitidas por la fuente lo
hacen en la dirección y el sentido adecuados para alcanzar al det ector y es por tanto
susceptible de ser detectada. Esta fracción recibe el nombre de factor geométrico de
detección. En segundo lugar, sólo una fracción de las partículas que alcanzan al detector
interaccionan con él y es por tanto susceptible de ser conta bilizada. Esta fracción recibe el
nombre de eficiencia del detector.
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Introducción
11
He42
Figura 1.
Se denomina resolución a la mayor o menor capacidad que tiene el detector para
distinguir entre partículas de igual naturaleza y con energías muy próximas.
El concepto de tiempo muerto de un detector se introducirá en el siguiente apartado,
una vez se haya visto el principio de funcionamiento de los detectores de ionización y, en
concreto, del contador Geiger -Müller.
1.1.2 Naturaleza de las partículas
Las partículas emitidas por los núcleos de los átomos radiactivos naturales consiste,
bien sea en núcleos de helio también llamadas partículas alfa compuestas
por dos protones y dos neutrones, o bien sean electrones a los cuales se les llama entonces
partículas beta. Se halla en uno u otro caso de desintegración alfa o beta respectivamente.
DETECTOR
FUENTE
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Introducción
12
He42
No se trata, al hablar de partículas beta, de electrones procedentes de las órbitas del
átomo, sino de electrones procedentes del propio núcleo. Si bien hasta ahora no habíamos
considerado la existencia de electrones en el núcleo sino exclusivamente de protones y
neutrones, puede considerarse al neutrón como compuesto por la unión íntima de un protón
y un electrón. La emisión de la partícula beta resulta de la previa conversión de un neutrón
en un protón y la consiguiente liberación del electrón.
Dado que tanto las partículas alfa como las beta proseen carga eléctrica, al ser
emitidas unas u otras cambia la carga eléctrica del núcleo, es decir su número de protones.
Cambia por tanto con ello el número atómico Z y el átomo primitivo, también llamado
átomo padre, se convierte en otro átomo de un elemento químico distinto y al que suele
llamarse átomo hijo. Las desintegraciones radiactivas suponen pues transmutaciones
atómicas espontáneas por las que se transforman unos elementos químicos en otros.
Al transformarse un átomo radiactivo en otro suelen quedar el núcleo de éste último
en un estado excitado, con un nivel energético superior al que le es normal. Inmediatamen te
pasa el nuevo núcleo a su estado normal emitiendo el exceso de energía en forma de un
fotón de radiación gamma.
La emisión de radiación gamma, constituida por fotones de radiación
electromagnética carentes de masa material, acompaña pues generalmente, aunque no
siempre, a la emisión de radiaciones alfa o beta.
Las partículas alfa, al estar constituidas por un núcleo de , tienen una masa
igual a cuatro unidades de masa atómica y una carga eléctrica positiva igual a dos cargas
elementales. En consecuencia y por la emisión de una partícula alfa el átomo emisor X se
convierte en otro átomo Y de un elemento químico distinto, con número atómico inferior en
2 unidades y número másico inferior a su vez en 4 unidades.
El proceso suele expresarse de forma general por:
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de donde puede observarse que la suma de los números másicos (índices superiores) y de
los números atómicos (índices inferiores) de los productos de desintegración equivalen
respectivamente a los números másico y atómico del núcleo q ue se desintegró.
Como ejemplo particular se tiene la desintegración radio -226:
por la que el radio se transforma en radón -222, un gas también radiactivo. La partícula alfa
emitida, o núcleo de helio, captura pronto dos electrones del ambiente y se t ransforma en
un átomo neutro de helio, gas que debido a este fenómeno se encuentra siempre junto a
sustancias radiactivas emisoras de partículas alfa.
Las partículas alfa son emitidas por los elementos radiactivos naturales con energías
comprendidas entre 3 y 9 MeV. Para un determinado radionucleido o núcleo radiactivo la
energía con que son emitidas dichas partículas presenta valores determinados y constantes
que caracterizan al núcleo emisor. Algunos emisores alfa emiten partículas de una sola
energía mientras que otros las emiten de varias energías; pero siempre de valores
determinados que son los mismos para el mismo radionucleido.
Así el uranio-238 al desintegrarse emite, bien partículas alfa de 4,23 MeV en el 77%
de los casos, o bien de 4,18 MeV en el 23% restante. Un tal tipo de desintegración se
representa esquemáticamente en la figura 2 . En ella se indica que el emitir una partícula
alfa de menor energía (4,18 MeV) el núcleo hijo de torio -234 queda excitado a un nivel de
α42
42 +→ −
− YX AZ
AZ
α42
22284
22686 +→ RnRa
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excitación de 0,05 MeV; inmediatamente se desexcita emitiendo un fotón de radiación
gamma de dicha energía.
Fig.2 Esquema de desintegración del uranio -238. Fig.3 Espectro energético de las partículas
α del uranio-238.
Así pues el uranio -238 es a la vez un emisor de partículas alfa y de fotones de
radiación gamma. Lo mismo sucede con prácticamente todos los emisores de partículas
alfa. En la figura 3 se representa el espectro energético de las partícu las alfa emitidas por el
uranio-238.
Como ya se dijo, las partículas beta emitidas por las sustancias radiactivas naturales
son electrones, con muy pequeña masa y una carga eléctrica elemental negativa,
enteramente idénticos a los electrones orbitales de los átomos y a los que se desprenden de
los metales por efecto fotoeléctrico. Una partícula beta es emitida espontáneamente por un
núcleo radiactivo natural al convertir uno de sus neutrones en un protón.
Al emitir una partícula beta, el átomo inicial s e convierte también en otro átomo de
un elemento químico distinto aunque del mismo número másico A, dada la pequeñez de la
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masa del electrón emitido. En cambio, al convertirse un neutrón en un protón la carga
eléctrica positiva del núcleo aumenta en una un idad y por tanto aumenta también en una
unidad el número atómico Z. El proceso suele expresarse de forma general por,
Como ejemplo particular se tiene la desintegración del carbono -14,
por la que se transforma en un átomo de nitrógeno -14.
El núcleo resultante de una desintegración beta queda también generalmente en
estado excitado, desexcitándose inmediatamente con la emisión de un fotón gamma. Por
otra parte y al haber perdido una carga negativa, el átomo resultante queda ionizado;
rápidamente captura un electrón libre del ambiente que le rodea para incorporarle a su
órbita electrónica exterior y convertirse en un átomo neutro.
Al contrario de lo que sucede con las partículas alfa, las partículas beta no son
emitidas con energías bien determina das, sino que presenta un espectro continuo de
energías desde un valor nulo hasta un valor máximo determinado y característico del
radionucleido emisor. Dicho valor máximo puede estar comprendido para los emisores beta
naturales entre un centenar de kiloel ectronvoltios y algo más de 10 MeV, siendo para el
carbono-14 de 154 KeV.
β011 −+ +→ YX A
ZAZ
β01
147
146 −+→ NC
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Fig 4. Espectro energético de las partículas β del C14.
Así, en la figura 4 se ha representado el número relativo de partículas beta emitidas
por el carbono-14 en función de su energía. Como indica dicha figura, puede el citado
radisotopo emitir partículas beta de cualquier energía pero siempre inf erior a 154 KeV.
Compárese cuan diferente es este espectro de emisión beta del de emisión alfa representado
en la figura 3. La energía media del espectro de emisión beta equivale aproximadamente a
un tercio de la energía máxima.
Como ya se ha dicho, la r adiactividad es un fenómeno espontáneo y la velocidad
con que un determinado isótopo radiactivo se desintegra es un valor constante,
característico del radisótopo en cuestión, e independiente de las condiciones físicas o
químicas en que se halle. Dicha vel ocidad de desintegración, no depende pues de que el
radisótopo se halle en estado sólido, líquido o gaseoso, a cualquier presión o temperatura, o
formando parte de cualquier compuesto químico.
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Dicho valor constante de la velocidad de desintegración se ex presa por la fracción
de átomos que se desintegran por segundo, recibe el nombre de constante de desintegración
del radisótopo de que se trate, se designa por la letra griega λ y se mide en 1/segundo, es
decir en s-1.
Para una masa de sustancia radiactiva constituida por un único radisótopo, de
constante de desintegración λ y conteniendo N átomos radiactivos, el número de ellos ∆N
que se desintegran por segundo será:
Así por ejemplo si es λ = 10−6 s-1 ello significa que una millonésima parte de los
átomos radiactivos presentes se desintegran cada segundo.
Por consiguiente, el número de átomos de un determinando radisótopo presentes en
una masa de sustancia radiactiva irá disminuyendo continuamente con el transcurso del
tiempo y con mayor o menor rapidez según sea mayor o menor el valor de su constante de
desintegración. Al cabo de cierto intervalo de tiempo, el número de átomos del radisótopo
en cuestión se habrá reduc ido a la mitad. A dicho intervalo de tiempo, se le llama periodo
de semidesintegración, o más simplemente período, se le suele designar por T ½ o más
simplemente por T, y es también un valor característico del radisótopo considerado.
El período T, o intervalo de tiempo que una cantidad de un determinado radisótopo
tarda en reducirse a un mitad puede tener valores muy distintos de uno a otro radionucleido
y por ello se le suele expresar en segundos, minutos, horas, días o años. Así, para el
polonio-226 es de 0,52 segundos, para el torio -231 de 25,6 horas, para el radio -226 de 1620
años y para el uranio -238 de 4,5.10 -9 años.
Evidentemente cuanto mayor sea la constante de desintegración de un radisótopo,
más rápidamente se desintegrará este y más corto será su periodo. Expresando T en
NN λ=∆
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18
segundos y para un mismo radionucleido ambas constantes vienen relacionadas por la
expresión:
La disminución con el tiempo de la cantidad presente de un isótopo radiactivo viene
representada gráficamente la figura 5, donde se ha tomado como unidad de tiempo el
período del elemento radiactivo en cuestión, a fin de que la curva resultante sea una misma
para cualquier radionucleido.
Como indica dicha figura 5, al cabo de un período la cantidad presente de cualquier
isótopo radiactivo se ha reducido a su mitad; al cabo de dos períodos a la cuarta parte y así
sucesivamente. Y en la misma forma irá decreciendo la radiactividad debida a dicho
isótopo, al ser cada vez menor la cantidad existente. Al cabo de 7 períodos la cantidad de
radisótopo y la radiación que emite se habrán reducido a menos del 1% de la cantidad y
radiación iniciales.
λ693,0
=T
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Fig 5. Decrecimiento por desintegración de un radisótopo.
La Curva de la figura 5 es un exponencial decreciente que responde a la expresió n
matemática,
donde N0 es el número de átomos radiactivos inicialmente presentes, N el número de ellos
presentes al cabo del tiempo t por no haberse desintegrado todavía, y λ la constante de
desintegración del radisótopo en cuestión.
Como la actividad o número de desintegraciones por segundo que se producen en la
sustancia considerada, es proporcional en cada momento al número de átomos radiactivos
presentes tendrá también
teNN λ−⋅= 0
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siendo A0 la actividad inicial y A la actividad al cabo del tiempo t. Por lo consiguiente la
misma gráfica de la figura 5 representa el decrecimiento de la actividad de la sustancia
radiactiva considerada a lo largo del tiempo, medido éste en períodos de desintegración.
La expresión permite calcular matemáticamente la actividad en cualquier instante de
una sustancia radiactiva simple constituida por un único isótopo, conociendo su actividad
inicial y su constante de desintegración. Para cálculos aproximados puede recurirse a la
gráfica de la fura 5, expresando el tiempo transcurr ido en períodos de semidesintegración.
Para cálculos más precisos puede utilizarse una calculadora de mano que proporcione
funciones exponenciales, o bien en una tabla ya establecida que da los valores numéricos
de la función exponencial e -λτ en función de los periodos transcurridos t/T.
Cuando la sustancia radiactiva considerada no es simple sino que está constituida
por una mezcla de radisótopos distintos, cada uno de ellos se desintegra con su particular
periodo de semidesintegración, i ndependientemente de los demás. En cada instante la
actividad total de la muestra será la suma de las actividades de cada radisótopo.
Al desintegrarse un radisótopo al que puede llamarse radisótopo padre, el producto
de la desintegración o isótopo hijo p uede a su vez ser también radiactivo y desintegrarse
dando origen a un nuevo isótopo, asimismo radiactivo. Así sucesivamente se forma una
serie de radionucleidos que, salvo el padre original, cada uno de ellos procede del anterior y
da origen al siguiente, para terminar la serie en un nucleido no radiactivo.
Cada elemento de la serie se desintegra con su periodo de semidesintegración
característico, independiente de los demás. Tratándose de radisótopos naturales, el
radisótopo padre o cabeza de serie debe rá tener un período de semidesintegración muy
grande, comparable a la edad de la tierra, ya que de lo contrario tanto él como todos sus
teAA λ−⋅= 0
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Introducción
21
descendientes habían desaparecido de la naturaleza. En cambio, los demás elementos de la
serie pueden tener períodos de semidesintegración diversos, incluso muy cortos, ya que
aunque sus átomos se desintegren rápidamente siguen siendo generados por la
desintegración del anterior.
Así, una de las series de elementos radiactivos naturales está encabezada por el
uranio-238 cuyo período de semidentegración es de cuatro mil quinientos millones (4,5.10 -9
) de años, el cual se desintegra por emisión de partículas alfa:
dando origen al radisótopo torio 234 , cual a su vez y con un período muchísimo más
reducido, de 24 días, se desintegra por emisión de una partícula beta,
originándose el protactínio -234 también radiactivo. Así sucesivamente hasta llegar, al cabo
de 16 procesos de desintegración alfa o beta, al isótopo estable del plomo -206. El séptimo
radionucleido de esta c adena es el ya citado radio -226, muy usado hace años en
radioterapia.
Otra serie radiactiva natural está encabezada por e uranio -235 con un período de
semidesintegración de 7,1.10 8 años, y una tercera por el torio -232 con período de 1,4.10 10
años. Ambas series terminan también en isótopos estables del plomo. En el Apéndice se
dan las listas de los radionucleidos que componen las series radiactivas naturales según su
orden de descendencia, con sus respectivos períodos de semidentegración y la energía de
las principales radiaciones emitidas por cada uno.
β01
234911
23490 −+→ PaTh
α42
23490
23892 +→ ThU
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Introducción
22
Un radisótopo natural importante que no pertenece a ninguna serie radiactiva es el
potasio-40 que tiene un período de semidesintegración de 1,3.10 9 años y forma el 0,018%
del potasio natural. Se desinteg ra por emisión de radiación beta y gamma, y dado que el
potasio es uno de los constituyentes del cuerpo humano, el potasio -40 contenido en el
organismo es causa principal de irradiación interna natural permanente en el hombre.
También cabe destacar el pod er de frenado en un medio, para una partícula determinada a una determinada energía, como:
siendo dE la pérdida de energía que experimenta la partícula de energía E, al recorrer una
distancia dx en el medio.
La tabla I presenta algunos valores de los poderes de frenado del agua para
electrones de distintas energías. En dicha tabla se diferencia entre poder de frenado de
“colisión” y de “radiación” (que detallaremos más adelante) así como el poder de frenado
total.
Las unidades que se utilizan (MeV.c m2/g) corresponden a pérdidas de energía
expresadas en MeV por unidad de “espesor másico” (espesor másico = espesor geométrico
* densidad) expresado en g/cm 2, aunque en el caso concreto del agua, al ser la densidad de
1 g/cm3, el espesor másico (en g/cm 2) coincide con el espesor geométrico (en cm).
Nótese que el poder de frenado disminuye inicialmente con la energía de los
electrones, aumentando a partir de aproximadamente 1,5 MeV.
Electrones de 10 KeV pierden 23,2 MeV/cm.
dxdEES −=)(
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Introducción
23
El alcance de una partícula en un medio se define como el recorrido total de la
partícula en el material supuesto el recorrido rectilíneo. Se podría evaluar el alcance a partir
de una expresión analítica del poder de frenado como:
En ocasiones se utiliza el llamado poder de fren ado relativo de un medio 1 con
respecto a otro medio 2 (que suele ser aire o agua) que se define como:
Existen numerosas expresiones empíricas que permite con mayor o menor
aproximación, evaluar el alcance de distintas partículas en distintos material es. Citaremos a
título de ejemplo algunas de las más utilizadas.
para partículas alfa:
Rα = 0,56 E (con E<4 MeV)
Rα = 1,24 E-2,62 (4<E<8 MeV))
donde Rα es el alcance de las partículas alfa en aire a 1 atm y 15ºC, expresado en cm y E es
la energía inicial de las partículas alfa expresada en MeV.
dEdxdEES
dEALCANCEEE
⋅== ∫∫ 00 /(1
)(
12
medioenalcancemedioenalcanceS relativo =
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Introducción
24
para partículas beta:
En este caso la aproxim ación debe tomarse con más precauciones ya que nos vamos
a referir a las energías máximas de los espectros beta.
R = 412.E1,265-0,0954.lnE (para 0,01<E<2,5 MeV)
donde R es el alcance (en cualquier material) expresado en mg/cm 2 y E es la energía
máxima del espectro beta expresada en MeV.
R = 530 E-106 (para E>2,5 MeV)
1.2 Objetivos
Los equipos portátiles que se utilizan actualmente en Centrales Nucleares para la
medida de niveles de radiación son dispositivos que cumplen satisfactoriamente los
requisitos de respuesta, fiabilidad, ergonomía, etc.. Sin embargo, la vigilancia rutinaria que
se lleva a cabo en dichas instalaciones exige el registro, almacenamiento y gestión de esta
información con objeto de llevar a cabo la Protección Radiológica de los trabajadores de
forma eficaz. Este registro y archivo actualmente se recoge e introduce manualmente en
una Aplicación Informática.
El trabajo que aquí se presenta consiste en establecer los métodos que se deben usar
para llevar a cabo las medidas de c ontaminación superficial, así como la contrastación de
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Introducción
25
los valores obtenidos dentro de los límites establecidos en protección radiológica, a partir
del equipo de contaminación superficial Contamat FHT -111M EBERLINE.
1.3 Alcance
La aplicabilidad de este p royecto está al servicio del personal de protección
radiológica como un procedimiento de la medida y de calibración de la contaminación
superficial en detectores portátiles.
La aceptación en el sistema de detección de radiación ionizante está sujeta por p arte
de los usuarios al cumplimiento de dos condiciones básicas:
1ª. La fiabilidad de la información almacenada, y
2ª. La flexibilidad de funcionamiento.
Ambas condiciones se han alcanzado y se confía en que este trabajo sea el primer
paso para conseguir equipos que integren la medida, su almacenamiento y transmisión a
una base da datos adaptado todo el proceso a unas necesidades operativas concretas.
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Modelo simplificado de un detector de ionización
26
2. Modelo simplificado de un detector de ionización.
2.1. Generalidades
2.1.1. Actividad de una fuente radioactiva
“La actividad de una cierta cantidad de un radionucleido en un estado de energía
dado y en un determinado instante es el valor esperado, en ese instante, de la tasa de
transiciones nucleares espontáneas desde ese estado de energía”. Según esta definición, un
núcleo estable tendrá actividad cero. De ella se deduce también que la medida de la
actividad requiere implícitamente la medida de un tiempo, por lo que la unidad en el
sistema internacional es la inversa del segundo, que, para este efecto, toma el nombre
especial de Bequerelio (Bq).
Por tanto:
111 −= sBq
Por evidentes razones históricas, se utiliza también el Curio (Ci), c uya equivalencia
viene dada por:
BqCi 10107.31 ⋅=
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Modelo simplificado de un detector de ionización
27
Los métodos que pueden emplearse para medir la actividad de una fuente son muy
variados, siendo también posible agruparlos en función de distintos criterios. Por lo tanto,
no es posible hacer aquí una enumeración exhaustiva. Algunas de las clasificaciones
posibles se hacen según las siguientes características:
- El tipo de radiación que se mide
- Los principios físicos en que se basa la detección
- El carácter absoluto o relativo del método
- La geometría de la medida
Se denomina contaminación superficial a la presencia indeseable de sustancias
radiactivas en el exterior de los seres vivos o en las superficies de los objetos materiales que
sobrepasen los valores de 4 Bq/cm 2 (para radiación beta y gamma) o 0,4 Bq/cm2 (para
radiación alfa).
La contaminación superficial se clasifica según la posibilidad o facilidad de su
transferencia a otros objetos en fija y desprendible.
La contaminación fija es que la que no se transfiere desde una superficie
contaminada a otra no contaminada cuando ambas entran en contacto accidental o
intencionadamente. Por el contrario, contaminación desprendible es la que puede ser
fácilmente transferida bajo estas circunstancias.
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Modelo simplificado de un detector de ionización
28
La contaminación superficial puede ser determina da mediante métodos directos e
indirectos. Se denomina método directo al que utiliza instrumentos que, situados cerca de la
superficie en cuestión, detectan las radiaciones emitidas por la sustancias radiactivas que
constituyen la contaminación.
El método indirecto, que se utiliza para la detección de la contaminación
desprendible, consiste en la medida de la radiación depositada en una superficie,
anteriormente no contaminada, tras ser puesta en contacto con la superficie objeto de
mención.
Se denomina frotis a una operación que permite estimar la contaminación
desprendible de una superficie y que consiste en frotar ésta con un material de celulosa y
poder examinar seguidamente en un lugar de bajo fondo la contaminación radiactiva
recogida por dicho mat erial.
2.1.2 Fuentes de contaminación.
Las fuentes de contaminación pueden producirse por fugas de radionucleidos del
circuito primario, fugas en el Sistema de Ventilación y Aire Acondicionado, fugas en los
sistemas con fluido radiactivo, derrames accide ntales, manipulación de residuos
radiactivos, operaciones químicas, etc. Estas fuentes pueden dar lugar a contaminaciones
fijas o desprendibles sobre las instalaciones y las superficies estructurales, además de una
contaminación ambiental en la atmósfera d e los edificios.
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Modelo simplificado de un detector de ionización
29
La contaminación superficial de las personas es debida al contacto de las mismas
con elementos contaminados, procedentes de las fuentes reseñadas en el apartado anterior.
Así otra manera de definir la interacción entre la fuemte contam inante y el sustrato,
se hablará de:
a) Contaminación fija: Este tipo de contaminación se caracteriza porque la
superficie sobre la que se deposita el contaminante no se ve alterada cuando se
pone en contacto con otra superficie.
b) Contaminación desprendible o transitoria: Se trata del tipo de contaminación
que, por efecto de materiales ajenos o condiciones atmosféricas determinadas, se
dispersa a otros lugares que podrían estar o no afectados por la contaminación.
2.2. Modos de medida.
Aunque, como se acaba de ver, existe una gran variedad de detectores, el
funcionamiento de un gran porcentaje de ellos se basa en la recogida de las cargas
eléctricas creadas en la interacción de la radiación con el detector. Ésta se produce
fundamentalmente por medio de proce sos de ionización y excitación atómica, y como
consecuencia de los primeros se crea una carga neta Q en el detector, que puede ser
recogida mediante la aplicación de un campo eléctrico adecuado. El tiempo que dura la
interacción entre la radiación y el det ector depende de ambos, siendo típico que oscilen
entre 10 -9 y 10-12 s.
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Modelo simplificado de un detector de ionización
30
Un modelo simplificado del mecanismo de funcionamiento de este tipo de
detectores puede verse en la figura 6. Se admite que en un tiempo dado se crea una carga Q
y que ésta es recogida dando lugar a una corriente de intensidad i(t) que cesa al cabo de un
determinado intervalo de tiempo que depende esencialmente del detector. Cuando varias
partículas o fotones interaccionan con el detector consecutivamente, el aspecto ideal de la
intensidad a la salida del detector se presenta en la forma indicada en la misma figura, en la
que se pueden ver por separado los diferentes sucesos que ha interaccionado.
∫=tc
dttiQ0
)(
donde tc es el tiempo de colección de carga.
A diferencia de un detector ideal, en la práctica no basta con que la radiación
alcance al detector para obtener una señal de salida adecuada. Acostumbra a denominarse
volumen útil del detector aquella parte de él en la que, o bien por limitaciones inherentes al
detector o bien por limitaciones inherentes al detector o bien a causa de su diseño, se
cumple esa condición.
Fig. 6. Modelo simplificado de un detector de radiación
I (t)
t
I (t)
t
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Modelo simplificado de un detector de ionización
31
Los detectores de ionización constituyen uno de lo s grupos más numerosos
utilizados en la medida de la radiación y, atendiendo a su funcionamiento, se subdividen en
dos subgrupos: aquellos que funcionan en modo de corriente y los que lo hacen en modo de
impulso.
2.2.1 Funcionamiento en modo de corriente.
Un detector funciona en modo de corriente (figura 7) cuando la señal de salida o
intensidad de corriente producida por el detector es promediada durante un intervalo de
tiempo muy grande en comparación con la duración de un impulso individual. Cuando se
opera sí, se obtiene un valor promedio de la intensidad de salida que viene dado por:
donde T es el tiempo de respuesta del detector
∫ −=
T
Ttdtti
TtI ')'(1)(
DETECTOR
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Modelo simplificado de un detector de ionización
32
Fig. 7
que representa un valor medio de la intensidad producida por un cierto número de suc esos
consecutivos. Este tipo de funcionamiento es característico de los detectores usados en
dosimetría, en los que las magnitudes de interés suelen ser promedios estadísticos durante
tiempos más o menos largos. Las ventajas de este modo de operación son su rapidez de
funcionamiento y su sencillez, mientas que en el lado negativo hay que destacar que no se
obtiene una información individual sobre cada uno de los sucesos que han originado la
ionización.
2.2.2. Funcionamiento en modo de impulso
Cuando se necesita obtener información detallada acerca de cada suceso, el detector
se opera en modo de impulso. En este modo, que aparece idealmente representado en la
figura 8, la corriente de salida es esencialmente instantánea y de ella se deriva un impulso
de salida v(t) depende de la constante RC del circuito equivalente del detector,
comportándose para RC >> tc en la misma forma que la intensidad de corriente i(t),
I (t)
t
I (t)
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Modelo simplificado de un detector de ionización
33
mientras que en el caso RC << tc se obtiene un impulso V que es proporcional (V=Q/C) a
la carga creada en el detector.
Fig 8. Funcionamiento de un detector ideal en modo impulso
Las ventajas de este modo de operación residen fundamentalmente en su mayor
sensibilidad y en la información que, sobre cada suceso detectado, puede obteners e en
forma individual. Este modo es el usado cuando se precisa saber el número de sucesos
individuales detectados o se requiere información detallada sobre la distribución energética
de la radiación incidente, es decir cuando se realizan medidas de carácte r espectrométrico.
t
t
t
RC << tc
RC >> tc
tc
I(t)
V(t)
V(t)
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34
2.3. Análisis de impulsos
La información que un detector funcionando en modo de impulso es capaz de
proporcionar, depende del cumplimiento, en mayor o menor grado, de una serie de
condiciones ideales que pueden resumirse en las siguie ntes:
- Cada partícula o fotón debe producir un impulso eléctrico claramente distinguible
del fondo.
- La duración del impulso debe ser corta, para permitir una buena separación entre
sucesos cercanos entre sí en el tiempo.
- El tamaño del impulso debe estar relacionado con la energía del suceso que lo
originó. A ser posible, la relación será lineal.
- Sucesos idénticos deben proporcionar impulsos lo más parecidos posible aunque
sucedan en lugares diferentes del volumen útil del detector.
Cuando estas condicio nes se cumplen, al menos parcialmente, es posible
caracterizar a la fuente radiactiva emisora mediante el estudio del espectro de energías o
distribución del número de partículas o fotones en función de su energía. Una curva ideal
de este tipo, como la que se presenta en la figura 9, no es posible obtenerla, pues la
resolución de nuestro sistema de medida es finita. En su lugar, se obtienen un histograma
de amplitud de impulsos que contiene el número de sucesos registrados en función de un
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Modelo simplificado de un detector de ionización
35
intervalo de energía dado, también llamado canal. En la realidad, los canales corresponden
directamente a tamaños de impulso. Este histograma, tratado adecuadamente, puede
proporcionar información sobre algunas características de la radiación cuyo espectro se
mide, como pueden ser la energía e intensidad de sus componentes. El histograma de
amplitud de impulsos es el resultado de muestrear el espectro de energía en unas
condiciones determinadas de medida.
Figura 9. Espectro ideal (parte superior) e histogram a (inferior) de amplitud de impulsos
1 27 53 78 104
1 27 53 78 104
Rec
uent
o
1600
l200
320 0
Inte
nsid
ad
Energía
Canal
1600
l200
3200
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36
2.4. Calibración en energía
Si, como se ha admitido inicialmente, existe una relación entre el tamaño del
impulso producido por una partícula o fotón y su energía, será posible en determinados
casos obtener la funci ón que relaciona a los números de canal con las energías que se les
atribuyen, proceso que se denomina calibración en energía del sistema de medida. La
situación deseable es que esa función sea lineal, pues ello simplifica el análisis espectral
aunque no constituya un requisito imprescindible.
La obtención de la ecuación de calibración puede realizarse de diversas maneras,
siendo común a todas ellas la necesidad de disponer de varias parejas de datos (energía -
número de canal). Éstas pueden obtenerse a par tir del propio espectro que se analiza,
siempre que se haya identificado sin ambigüedad algunos de sus componentes. Cuando no
es posible hacerlo así, se recurre a fuentes radiactivas especialmente preparadas para ese fin
o a medios electrónicos que simulen el impulso producido por un suceso de energía
conocida.
Si se admite que la relación entre energía y número de canal es lineal, podrá
expresarse la recta de calibración en la forma:
Energía = P 1 * número de canal + P 2
ecuación en la que P 1 representa la anchura del canal en términos de energía, esto es el
ancho del intervalo energético utilizado para agrupar los datos. Hay que hacer notar que
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este factor no depende de la muestra radiactiva ni el detector utilizado, sino que viene
determinado por los dispositivos electrónicos de amplificación y clasificación de impulsos.
2.5. Resolución en energía.
Una de las principales propiedades que caracterizan a los detectores de radiación es
su capacidad para discriminar entre sucesos de energías distintas. P ara un detector ideal el
espectro de energía correspondiente a la respuesta a un haz de radiación monoenergética
sería una línea vertical, o punto en el espectro de energía, conteniendo a todos los sucesos
detectados.
En la realidad, como consecuencia de la naturaleza estadística de la desintegración
radiactiva y del fenómeno de detección, esta línea se ensancha adoptando una forma que
depende de la naturaleza de la radiación y del tipo de detector, así como de otros factores,
entre los que la disposición geométrica de la medida juega un papel muy importante.
Generalmente, el espectro de tales líneas recuerda a una gaussiana, más o menos deformada
(figura 10) y la resolución de un detector acostumbra a definirse como la anchura, a la
mitad de su altura, de una línea monoenergética, habitualmente expresada como FWHM,
que viene de la expresión inglesa Full Width at Half Maximum.
Es inmediato observar que cuanto mejor sea la resolución de un sistema de medida
(o, lo que es lo mismo, menor el FWHM) tanto más capaz será el sistema de discriminar
entre sucesos de energías cercanas pudiendo, en muchos casos, variar la información
espectral enormemente, como puede observarse en la misma figura anterior, en la que dos
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líneas son observadas por un sistema con baja r esolución como una sola distribución,
mientras que el espectro de energías obtenido por el sistema de mejor resolución resuelve a
ambas líneas que se observan como entes individuales.
La resolución de una sistema de medida no depende solamente del detect or, sino del
sistema electrónico de análisis de impulsos, de las características del haz de radiación
incidente, como por ejemplo el espesor de la fuente radiactiva que se mide, y de las
condiciones geométricas de la medida. Por consideraciones estadística s puede deducirse
que un detector tendrá mejor resolución cuanto mayor sea el número de sucesos
individuales, (portadores de carga en un detector de ionización, fotones en un centellador) a
que dé lugar.
Fig 10. a) Medida de la resolución en en ergía (FWHM) b) Espectros con alta y baja
resolución.
FWHM
Energía
a)
b)
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2.6. Eficiencia de detección
Salvo en muy contados casos, sólo una fracción de los sucesos radiactivos
originados en la fuente que se mide son registradas por el detector. La eficiencia de
detección es el segundo parámetro importante para caracterizar a un detector y se define
como (figura 11):
radiactiva fuente laen originados sucesos de númerodetector elpor sregistrado sucesos de número
=ε
Fig. 11. Eficiencia de detección
La eficiencia depende de la naturaleza de la radiación que se mide, d el tipo de detector que
se utiliza y de la disposición geométrica del sistema fuente -detector. Teniendo en cuenta
ambos factores, puede escribirse en la forma:
DETECTORFUENTE
Ω
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40
dgεεε =
correspondiendo εg a la llamada eficiencia geométrica y εd a la eficiencia intrínseca.
La primera tiene en cuenta la geometría de la medida y, salvo factores que no se detallarán
aquí, no es sino la relación entre el ángulo sólido subtendido por la fuente y detector y el
máximo ángulo sólido posible en una medida, es decir 4π.
πε
4Ω
=
Si la cantidad εg expresa la fracción de partículas o fotones que habiendo sido
emitida por la fuente ha alcanzado al detector, la eficiencia intrínseca εd indica cuántos
de esos sucesos que han llegado al detector produc en una señal analizable:
llegados sucesos de númerodetector elpor sregistrado sucesos de número
=ε
Mientras que el primer factor εg no depende esencialmente de la naturaleza de la
radiación, la eficiencia intrínseca varía con ésta, siendo distinta, para un detector
determinado, en función de las carac terísticas de la radiación incidente. En general, las
partículas cargadas tienden a ser detectadas con una eficiencia mayor que los fotones, pues
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41
debido a la mayor penetración de éstos, se requerirían detectores de volumen muy grande
para alcanzar eficienc ias intrínsecas cercanas a 1.
La ventaja de disponer de detectores con un alto grado de eficiencia es fácil de
comprender si se considera que el tiempo de recuento necesario para alcanzar un nivel de
número de impulsos predeterminado varía inversamente c on la eficiencia del sistema de
detección. Sin embargo la dificultad de diseñar detectores que “envuelvan” a la muestra
radiactiva (condición necesaria para que 1≈ε ) unido a otras consideraciones, hacen pocas
veces se disponga de dete ctores cuya eficiencia total se acerque al 100 %.
2.7. Resolución en tiempo, el problema del tiempo muerto
Para cualquier detector, con la correspondiente cadena electrónica asociada, existe
un intervalo de tiempo mínimo, τ , que debe separar a dos sucesos consecutivos si se quiere
que ambos sean registrados separadamente. Este intervalo acostumbra a denominarse
tiempo muerto y su existencia provoca que, cuando llegan al detector sucesos a un ritmo
muy rápido, se produzcan pérdidas de recuento que crecen con la tasa de llegada de
impulsos.
Atendiendo a su comportamiento, los sistemas de medida se clasifican según dos
grandes grupos: de tiempo muerto no extensible y de tiempo muerto extensible. En los
segundos (figura 12) l a llegada de un suceso antes de que haya transcurrido el intervalo de
tiempo τ provoca una nueva paralización del sistema durante otro intervalo τ . Por el
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42
contrario, en los sistemas de tiempo muerto no extensible, la llegada de sucesos durante el
intervalo τ no aumenta éste. La existencia del tiempo muerto obliga a corregir la s tasas
observadas de recuento de acuerdo con el valor de τ para obtener las tasas reales. Las
correcciones son más sencillas para los sistemas de tiempo muerto no extensible, por lo
que, cuando es posible, se prefiere diseñar sistemas de este tipo.
Fig. 12. Sistema de tiempo muerto a) extensible y b) no extensible
Si la tasa de llegada de sucesos al detector es N, puede demostrarse que, para
sistemas con tiempo muerto no extensible, se cumple la relación:
τRRN
−=
1
siendo R el recuento observado en el detector caracterizado por un tiempo muerto .
a
b
tiempo
tiempo
τ
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43
Para el caso de los sistemas con tiempo muerto extensible, la relación entre estas
variables viene dada por la ecuación:
τ⋅−⋅= NeNR
Que, en el caso general, debe re solverse por un procedimiento iterativo. Para pérdidas de
recuento inferiores al 10 %, puede utilizarse la expresión aproximada:
( )2
12τ
τRR
RN
−−
=
cuya precisión es mejor que 0,1%.
2.8. Métodos absolutos y relativos de medida de la actividad
Un método de medida de la actividad se considera absoluto cuando el resultado se
obtiene sin necesidad de recurrir a ninguna medida de la actividad de otra fuente, sino
solamente a partir de la tasa de recuento, el tiempo de la medida, el ángulo sólido o, en
general, cualquier combinación de parámetros distintos de la actividad.
Por contraposición, un método se denomina relativo cuando se apoya en una medida
adicional con una fuente radiactiva cuya actividad se conoce de antemano. Un esquema
ideal de método r elativo se presenta en la figura 13. Una fuente radiactiva de actividad
conocida (A) se sitúa frente el detector, obteniéndose una tasa de recuento R. La fuente
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problema se mide en idéntica posición que la anterior y se obtiene entonces una tasa de
recuento R’. Idealmente, la actividad de esta fuente vendrá dada por la expresión:
Fig.13
Para que el método funcione en la forma ideal que se ha descrito, debe suponerse
que la eficiencia de recuento para ambas fuentes es la misma, lo que a su vez implica una
serie de condiciones previas como son: geometría de medida y espectros de energías
similares y tasas de recuento del mismo orden. En la medida en que estas condiciones se
cumplan, los resultados de un método relativo serán más o menos precisos .
En muchas ocasiones, un mismo equipo puede realizar medidas de carácter absoluto
o relativo dependiendo de su empleo. Por otro lado, es preciso tener en cuenta que, a
ESCALA DE
RECUENTEO
DETECTOR FUENTE
RADIACTIVA
R A
R’ A’
A’= A R’ / R
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45
menudo, un método relativo puede ocultar su naturaleza. Por ejemplo, es posible que la
geometría de un sistema de medida se haya calibrado previamente mediante el uso de una
procedencia. En todo caso, es evidente que los métodos relativos requieren la existencia de
métodos absolutos, de los cuales se deriva finalmente la referencia de activ idad.
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Contaminámetro FHT -111M EBERLINE
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3. Contaminámetro FHT -111M EBERLINE
3.1. Principio de funcionamiento
El dispositivo detector utilizado es un contador Geiger -Müller. Como se ha indicado
anteriormente éste proporciona una serie de impulsos que se envían hacia el
microprocesador, donde s e cuentan y se procesan convenientemente para proporcionar
valores de tasa de impulsos.
Una vez obtenida la tasa de impulsos ésta se transforma en tasa de actividad para su
posterior visualización.
Fig. 14. Diagrama de bloques del contamin ámetro FHT-111M EBERLINE
BATERIA 9V
LED
REGULADOR DE
TENSION
CONFORMADOR DE
PULSOS
FUENTE DEALTA
TENSION
µ PROCESADOR
TECLADO
LCD
GENERADOR ACUSTICO
+ 5V
- 5V
CONECTOREXTERNO
SONDA 5V
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Contaminámetro FHT -111M EBERLINE
47
El valor de la tasa de impulsos se obtiene siguiendo una constante de tiempo de
amortiguación para minimizar las fluctuaciones en el visualizador, debido a que los
impulsos de detección no se obtienen en una serie de intervalos idé nticos entre ellos, sino
que están sujetos estadísticas aleatorias.
Para realizar la cuenta de n impulsos el error cometido es aproximadamente de
n± , por lo tanto se obtiene que en aproximadamente una tercera parte de los casos de
desviación medida del contaje de pulsos principal es mayor que n .
Cuanto mayor sea el tiempo de medida y por lo tanto el contaje de impulsos n,
menor será el ancho de la fluctuación relativa nn
n 1= .
3.1.1. Constantes d e tiempo en el FHT-111M EBERLINE
En el FHT-111M EBERLINE funcionan dos medidores de tasa en paralelo: uno se
visualiza constantemente en el display y asigna automáticamente su constante de tiempo a
la tasa de impulsos determinada. A una frecuencia de impu lsos pequeña le corresponderá
una constante de tiempo elevada, mientras que si la frecuencia de impulsos es elevada se
utilizará una constante de tiempo pequeña.
La figura 15 de la página siguiente muestra la relación entre la constante de tiempo
y la relación de impulsos recibida.
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Contaminámetro FHT -111M EBERLINE
48
Nº pulsos/segundo Constante de Tiempo
2.5 10
5 5
8 3.12
10 2.5
15 1.7
20 1.25
Fig.15. Constante de tiempo asignadas a las tasas de impulsos
Como con una constante de tiempo elevada el display reacciona muy lentamente
frente a las variaciones de frecuencias, se ha introducido un segundo medidor de tasas con
una constante de tiempo de 3s que actúa con mayor rapidez.
Si ahora la diferencia entre los valores proporcionados por los dos medidores de
tasas es mayor que una te rcera parte del valor del medidor más rápido, el procesador reduce
radicalmente a 3s la constante de tiempo del primero para lograr alcanzar asignaciones más
rápidas.
De este modo se podrán visualizar con mayor velocidad cambios rápidos de tasas.
Se deberían mencionar dos características más de interés: para rangos muy
pequeños la diferencia de valores obtenidos será frecuentemente mayor que una tercera
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Contaminámetro FHT -111M EBERLINE
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parte del valor proporcionado por el segundo medidor de tasas. Por esta razón, con una
diferencia menor que 1.25 pulsos/s, el mecanismo de reducción de la constante de tiempo
explicado no resulta operativo.
Lo mismo ocurre en el caso de que la constante de tiempo del primer medidor de
tasas sea menor que 3s para contajes de rangos muy elevados.
Con la ayuda de las características del detector almacenadas en el microprocesador,
se realizará una conversión de tasa de pulsos recibidos a su equivalente en tasa de actividad,
que finalmente se visualizará.
3.1.2. Esquema electrónico y funcionamiento
En el esquema (figura 16 ) se muestran los principales elementos que constituyen la
instrumentación asociada a los detectores de radiación nuclear.
A diferencia con el esquema de bloques del contaminámetro vista en el apartado
anterior, éste consta de un previo o p reamplificador y un amplificador. La explicación se
obtiene del hecho que la cantidad de carga eléctrica recogida por el electrodo colector de un
detector de ionización es pequeñísima.
La amplitud de los impulsos de detección es proporcional a esa cantida d de carga e
inversamente proporcional a la capacidad asociada al electrodo colector del detector, por lo
que conviene mantener dicha capacidad lo más pequeña posible a fin de no degradar la
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Contaminámetro FHT -111M EBERLINE
50
amplitud de los impulsos y evitar el riesgo de que sean enmascara dos por el ruido eléctrico
presente de manera inevitable en todo circuito.
Fig. 16
PREVIO
DISCRIMINADOR
CONTADOR
CONVERTIDOR Frecuencia
Tensión
DETECTOR
Umbral
AMPLIFICADOR
FUENTE DE POLARIZACION
Umbral
1 5 3 0 1
BASE DE TIEMPO
INDICADOR
1 0
T
T= intervalo de contaje
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Contaminámetro FHT -111M EBERLINE
51
Por otro lado conviene que la constante de tiempo RC, que forma dicha capacidad
con la resistencia intercalada en el circuito. No sea mucho menor que el tiempo de
colección de las cargas en el detector, pues en caso contrario también se degrada la
amplitud de los impulsos. Esto implica que la mencionada r esistencia habrá de ser muy
elevada.
Estamos con un circuito de alta impedancia, con resistencia muy elevada y
capacidad muy pequeña, por lo que las diferencias de potencial dan lugar a intensidades
muy débiles. La amplitud de tensión de los impulsos es muy pequeña y del todo
insuficiente para accionar directamente los equipos electrónicos que habrán de procesar la
información contenida en los impulsos de detección. En consecuencia las señales deben ser
sometidas a un proceso de amplificación.
En el caso de que nos precede los impulsos obtenidos pueden ser de varios voltios,
lo cual explica la simplificación de la instrumentación vista en el esquema.
Aunque nuestro caso no sea éste, pero nos podemos preguntar el por que de la
necesidad de un preampli ficador y posteriormente un amplificador. ¿No sería suficiente con
un solo amplificador de mayor ganancia?.
Para ello se requiere de un cable apantallado pues de lo contrario las señales serían
interferidas en los laboratorios. Sin embargo esta solución tiene el gran inconveniente de
añadir la capacidad del cable al electrodo colector, y ésta puede ser varias veces mayor que
la del propio detector.
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Contaminámetro FHT -111M EBERLINE
52
Para evitar este inconveniente la amplificación se lleva a cabo en dos etapas, la
primera de las cuales s e encomienda a un dispositivo amplificador muy compacto que se
puede unir directamente con el detector sin necesidad de cable de interconexión. Este
dispositivo recibe el nombre de preamplificador, y se conecta directamente al electrodo
colector del detector de ionización.
El preamplificador recibe la señal del circuito del detector y la suministra en su
circuito con una amplitud de tensión sólo algo mayor. La ganancia suele estar comprendida
entre uno y diez. Pero, a diferencia del circuito detector, el circuito de salida del
preamplificacidor es de baja impedancia y por tanto es capaz de suministrar una intensidad
y una potencia mucho mayores que evitan que la señal sea degradada por la capacidad del
cable que le une al resto de la instrumentación.
El amplificador sí puede estar unido al preamplificador por un cable apantallado de
una cierta longitud pues, como ya se ha indicado, la baja impedancia de salida de éste
último impide la degradación de los impulsos. Los preamplificadores llevan siempre unos
mandos para ajustar la ganancia y en ocasiones también para ajustar filtros internos que
permiten realzar la señal frente al ruido electrónico o conformar el aspecto temporal de las
señales a fin de adecuarlas al tratamiento subsiguiente.
Una vez amplificada la señal de detección, el proceso más sencillo al que se debe
someter es el simple recuento de los impulsos o sucesos de detección. Los circuitos
contadores requieren, para su buen funcionamiento, que los impulsos recibidos estén
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debidamente conformad os en el sentido de que tengan una amplitud y, eventualemente, una
duración bien definida.
Han de ser lo que en electrónica digital se llaman impulsos lógicos, caracterizados
por tener dos únicos niveles a los que se asignan arbitrariamente los valores c ero y uno.
Los circuitos encargados de convertir en impulsos conformados los procedentes del
amplificador, y en nuestro caso concreto del propio detector, son los llamados
conformadores de impulsos.
Por tanto, son circuitos que en respuesta a un impuls o aplicado a la entrada, que
pueden ser de amplitud muy variable, generan en su salida un impulso rectangular de
dimensiones invariables.
Además del proceso de conformación, estos dispositivos suelen incorporar un
mando que permita seleccionar el nivel m ínimo del impulso de entrada, denominado
umbral, para el que se obtendrá un impulso a la salida. En equipos asociados a detectores de
tipo Geiger-Müller, existen en los cuales este nivel de discriminación suele ser fijo.
Una importante finalidad de la fu nción umbral es la de impedir que sean totalizados
como sucesos de detección los pequeños impulsos eléctricos que constituyen el ruido en la
cadena de detección.
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Una vez tenemos los impulsos conformados, éstos se contabilizarán por medio de
un contador a lo largo de un intervalo de tiempo determinado por la base de tiempos. Esta
última etapa que a simple vista no aparece en el esquema del contaminámetro se lleva a
cabo en el microprocesador.
En el diagrama de bloques del contaminámetro aparecen además u n regulador de
tensión y un generador de alta tensión. El primero está destinado a obtener una tensión
estable de 5V a partir de la tensión de 9V suministrada por la batería y así poder alimentar
todas las subunidades del circuito. No se conecta a un fuent e de alimentación ya que como
sabemos nuestro equipo debe disponer de total autonomía para podernos desplazar con él
sin dificultad a las zonas de medida.
El generador de alta tensión está destinado a polarizar adecuadamente el detector de
radiaciones ionizantes. La tensión que proporciona debe estar muy bien estabilizada pues la
amplitud de los impulsos que proporciona el detector es extremadamente sensible a las
variaciones de la tensión de polarización.
3.2. Descripción
El equipo Contamat FHT -111M (figura 17) es un instrumento portátil válido para la
detección de la contaminación superficial de las radiaciones ionizantes α y β +γ .
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Basado, como anteriormente hemos indicado, en una unid ad electrónica que
incorpora un microprocesador una pantalla digital y un teclado, y en una serie de tubos
deflectores intercambiables dependiendo del tipo de radiación que se trabaje.
Posee la capacidad de memorizar hasta 256 valores, pudiendo leerse es tos
directamente en pantalla o bien ser transferidos a una impresora u ordenador.
Además, es capaz de medir y visualizar las radiaciones α y β +γ independiente en
pantalla. Dicha separación es efectuada mediante la discriminación de altura de pulsos
(característica intrínseca de cada detector).
Puede trabajar como un contador de cuentas, (con capacidad máxima de 19999 cps),
ó como medidor de tasa con compensación de fondo y corrección de is ótopos; en el cual es
mostrado en pantalla las lecturas digitales.
Este modelo utiliza un detector de flujo constante de gas PR (Argón -Metano), a
diferencia de otros modelos que utilizan gas Butano licuado de flujo no constante.
Está previsto para una conexión a un soporte mural ó unidad básica, mediante la
cuál se realiza una purga constante de gas PR, y se produce la carga automática de los
acumuladores del equipo, siendo necesario que esta no permanezca más de tres horas
desconectado de la unidad bás ica. Después de estar aproximadamente diez minutos
conectado a la unidad básica el equipo está preparado para utilizarse. La unidad dispone de
alarmas acústicas y visuales de fallo ó radiación, que pueden activarse cuando el contamat
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Fig. 17
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está insertada en la base mural. Además, dispone de idénticas alarmas activadas por baja ó
alta tasa de contaje.
En la parte superior hay tres indicadores visuales de los colores siguientes (figura
17):
- Lámpara verde (14): cuando está apagada indica fallo del equipo, cps por debajo del
umbral 1.
- Lámpara ámbar (15): Se ilumina cuando se supera el primer umbral de alarma
prefijado.
- Lámpara roja (16): Se enciende cuando se supera el umbral de alarma
correspondiente prefijado.
En la parte superior están las conex iones para el suministro de gas y de tensión a la
sonda. En el lateral izquierdo se observan los siguientes elementos:
- Enchufe (17).
- Fusibles (18): 2 de 0.25 Am.
- Interruptor marcha/paro (19).
- Altavoz indicador acústico de fallo de alarma por alta radiació n del detector (20).
Como características generales, cabe añadir:
- Alimentación eléctrica: 220v 50 Hz
- Dimensiones:
310 mm de largo.
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190 mm de ancho.
185 mm de alto.
- Peso:
2.5 Kgr
- Temperatura de operación: de 0 a +50 ºC.
3.3- Características
Detector modelo: Contamat FHT-111M
Fabricante: Eberline
Tipo de detección: Contaminación α y/o β +γ
Rangos de medida: (3 seleccionables) 0-19999 cps
0-19999 Kbq
0-19999 Bq/cm2
Constante de tiempo: Automática
Escala visual: Digital
Indicador audible: Indica cada entrada de pulsos,
seleccionable mediante pulsador
Indicador de alarma: Visual y acústica, para α y β + γ
Nivel de alarma: Ajustable en modos Bq, Bq/cm 2 y cps
Alimentación eléctrica: 5 pilas de de Ni-Cd recargables usando el
cargador de base mural
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Dimensiones: Longitud: 216 mm
Amplitud: 138 mm
Altura: 115 mm
Peso: 1.5 Kg. (con sonda Butano)
Tipos de sonda y gas de llenad o: 42496/30 FHT-111-EM3 (Ar-CH4)
42496/20 FHT-111-GB1 (Butano)
Superficie: 166 cm2
Alto voltaje: Máximo 3500 V dc
Temperatura de trabajo: Entre +10 y +45ºC
Salida a impresora: Mediante cable especial se pueden transferir los valores de la memoria
del instrumento a la impresora.
Interfase vía ordenador: El Contamat pude comunicarse con un ordenador, en el cual es
posible hacer una medida automática y ser registrada en este.
3.4. Funciones del Contamat
Encendido y apagado del instrumento.
Pulsando alternativamente esta tecla, encendemos y apagamos la unidad. Una vez en
marcha, el equipo realiza un autotest de todos los segmentos del display. Si se mantiene la
tecla pulsada, visualizaremos por pantalla el número del detector, arriba a la derecha, y l os
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parámetros del software, a la izquierda. Si el detector no es reconocido, el instrumento se
desconecta automáticamente.
Al conectar el instrumento, pueden obtenerse algunas funciones, combinando dos
teclas simultáneamente, dejando de serlo al conmuta r ON/OFF. Para prevenir posibles
operaciones accidentales, estas funciones sólo pueden obtenerse en el soporte mural ó bien
con un conector especial, conectando en la base de conexión para impresora y ordenador.
Si al poner el Contamat en marcha apar eciese ‘__H’ arriba a la derecha, se deberá
ajustar el reloj. Dicho ajuste se llevará a cabo con las teclas,
Entonces pulsar . Posteriormente, introducir los minutos de la
misma manera descrita anteriormente.
Alarma acústica
Pulsando alternativamente esta tecla, se activa o desactiva la señal acústica de la
entrada de pulsos. Las alarmas acústicas son silenciadas con esta tecla, independientemente
del indicador de pulsos.
Modo contador
Pulsando alternativo esta tecla po dremos elegir el modo de cuentas (cps, s -1). En
modo contador, el segundero se pone a ‘0’ y empieza a contar, en pantalla podremos ver el
valor promediado de la tasa de cuentas actualizado cada segundo, y en la parte superior de
la pantalla, el tiempo tran scurrido. Éste último, está limitado en 999 segundos. Está claro
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que cuanto mayor sea el tiempo promediado, mayor será la precisión de la medida. La
indicación instantánea es promediada de acuerdo con el tiempo transcurrido.
Pulsando la tecla durante la medición, en la pantalla se visualizará la
desviación estándar de la lectura ( σ ). Este valor es la precisión de la medida.
Memoria.
Al pulsar esta tecla, conseguimos que el valor visualiza do en aquel momento junto
con toda la información relevante, sea transferido directamente a la memoria del equipo,
ocupando el primer lugar consecutivo de la misma, y cuyo número de referencia se
visualizará en pantalla durante unos instantes.
Realizando este proceso en el modo cuentas (tiempo transcurrido), conseguimos que
el valor visualizado sea introducido en memoria, pasando el equipo al modo Bq, cps o
Bq/cm2 .
Tipo de radiación.
Pulsando alternativamente esta tecla, selec cionaremos el tipo de radiación medida
(alfa o Beta + Gamma). Aunque por pantalla sólo aparezca una de las formas, el equipo
mide las dos formas, el equipo mide en contínuo los dos tipos de radiación.
Modo de lectura.
Pulsando repetidamente esta tecla, se irá seleccionando secuencialmente los
distintos modos: cuentas, Bq, Bq/cm 2.
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Fig 18. Esquema de la unidad básica Contamat FHT -111M.
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3.5. Modos de operación
Los valores medidos pueden ser visualizados en pantalla en cp s, Bq o Bq/cm 2,
dependiendo de la preselección realizada.
Las combinaciones de teclas son:
Pulsando 2 segundos aproximadamente.
En modo contador, inicia el contaje de fondo.
Visualizaremos el umbral de alarma prefijado mientras estés pulsando la t ecla.
Mientras se esté pulsando la tecla, podremos ver las cps de fondo prefijadas para
restar la medida.
Visualizaremos la desviación estándar (1 σ ) en modo contador, mientras la tecla
es presionada.
Reinicio del punto d e localización en la memoria del equipo. Para iniciar
Nuevas series de medidas.
Visualiza el contenido de la memoria.
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El display parpadeará indicando que vamos a visualizar el contenido de la
memoria. Pulsando ambas teclas podremos cambiar el punto de localización y leer los datos
almacenados. Manteniendo la tecla pulsada, la velocidad de cambio se incrementará.
Cabe destacar que el número de localizaciones de memoria máximo es de 256. Y
que dicha memoria permanece intacta, incluso con el equ ipo apagado y durante el
intercambio de baterías.
Una vez se hayan leído las lecturas medidas en el display volveremos a la posición
normal.
Utilizando de nueva esta última tecla seleccionaremos la unida de medida en
pantalla: s-1 (cps), Bq o Bq/cm 2.
Cuando se muestra la actividad en Bq ó Bq/cm 2, además se ve el núclido principal
programado (peso atómico) arriba a la derecha de la pantalla.
Si el tipo de radiación del núclido seleccionado no está conforme con la unidad
programada en pantalla, el va lor de la medida viene dado en s -1 (cps). Por ejemplo, si como
nucleido principal tienes un emisor beta seleccionado, el valor del canal alfa puede ser
visualizado sólo en s-1 (cps).
Cuando seleccionamos el modo Bq o Bq/cm 2, aparece la palabra NUKLID
(nucleido) con un número situado a su derecha. En la mayoria de los casos dicho número se
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65
corresponde con el peso atómico del isótopo. El equipo posee ‘unos espacios vacios’ para
realizar calibraciones específicas de otros isótopos.
Para seleccionar los isótopos introducidos en la memoria de la unidad basta con
mantener pulsada la tecla e ir pulsando repetidamente .
De esta forma, y con cada pulsación realizada, irán apareciendo los números
atómicos de los diferentes isótopos. Una v ez elegido el isótopo, soltar dos teclas a la vez.
(Am241, TI204, C14, Cl36, Co60, Sr -Y90, Cs137).
Característica importante es el factor de calibración de cada isótopo. Para visualizar
dicho factor, seleccionar el isótopo y mientras se mantiene pulsad o pulsar
, en este instante aparecerá por pantalla el factor de calibración, pudiéndose variar
con
BqenActividadnCalibraciódeFactorCPS ____ =×
EficiencianCalibraciódeFactor 100__ =
El valor visualizado por pantalla dependerá del tipo de tubo detector y del área que
utilicemos, lo cuál es automáticamente corregida cuando el tubo detector es conectado.
Corrección de Fondo.
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Para realizar mediciones con absoluta precisión, es necesario restarle a los valores
detectados la radiación del fondo (natural) que hay a en aquel lugar.
La corrección de fondo puede visualizarse, seleccionando previamente el tipo de
radiación. Basta con mantener pulsada la tecla y pulsar . Posteriormente
soltar ambas teclas.
La visualización de ‘b’ arriba a la derecha en el display, indica la selección de este
modo.
El valor del fondo puede incrementarse o disminuirse gracias a las teclas
.Y para volver al modo inicial pulsaremos .
Los valores de fondo para la radiación β +γ , pueden seleccionarse en Bq, Bq/cm 2 y
cps.
Pulsar la primera tecla y sin soltar, entonces encender el Contamat pulsando
la tecla ON/OFF. Soltar ambas y visualizaremos el tiempo de medida en modo contador,
además del tipo de medida ( α + β +γ ), pueden seleccionarse en Bq, Bq/cm 2 y cps.
En el siguiente esquema resumen (figura 19) se muestran las combinaciones de
teclado las principales operaciones b ásicas del Contamat FHT -111M Eberline
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Fig. 18. Resumen modo operación básica
α α+β+γ
Manteniéndola pulsada se obtiene la medida en función de la Desviación Estándar
ON/OFF
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Contaminámetro FHT -111M EBERLINE
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En el siguiente esquema (figura 19) se muestra el modo de operación para la fijación de umbrales de alarma.
Fig. 19
α α+β+γ
Visualiza las medidas
almacenada y muestra en el
display su valor.
Pone a "0" las medidas
almacenadas
Fija el valor de ALARMA "α" o "α+β+γ" (según
se haya seleccionado)
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Contaminámetro FHT -111M EBERLINE
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Gama de verificación y calibración
69
4.Gama de verificación y calibración
La presente gama tiene por objeto:
• Describir las operaciones que deben realizarse para llevar a cabo la
calibración de los equipos de detección de contaminación superficial
Contamat FHT-111M.
• Establecer los criterio s de aceptación de la calibración para que los equipos
mantienen su respuesta dentro de unos límites adecuados.
• Presentar los formatos que deben cumplimentarse para tener constancia de
las medidas tomadas durante el proceso de calibración.
• Indicar la forma de cumplimentar dichos formatos.
La aplicabilidad de este procedimiento estará a disponibilidad de cualquier servicio
de protección radiológica.
4.1. Equipo de pruebas
Para la calibración de estos equipos se precisará:
• Soportes de separación fuente -detector (figura 20 ).
• Fuentes de calibración que se indicaran en los siguientes apartados 4.3.3,
4.3.4 y 4.3.5 .
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Gama de verificación y calibración
70
4.2.- Precauciones de intervención
Ante todo antes de realizar esta gama hay que tener en cuenta unas consideraciones
generales de carácter p reventivo.
• Comprobar que el equipo no esté contaminado. Si el nivel de contaminación
superficial es superior o igual a los límites establecidos, hay que someter a la
descontaminación.
• Verificación del estado de las baterías
• Verificar el estado de purga de l detector. El equipo con el detector de gas
P.R. se deberá colocar en la unidad básica. Después de un tiempo prudencial
( 15 minutos aprox. ), el equipo estará preparado para su utilización.
El equipo con gas butano se cargará mediante una botella de gas butano.
• La calibración se llevará a cabo en ausencia de campos de radiación ajenos a
los producidos por las propias fuentes de calibración.
• Las medidas ( α y β +γ ) se realizaran en s -1.
• Al final de la calibración se introducirán en la memoria del equipo las
eficiencias del Am -241, del Sr-90 y del Co-60. El usuario seleccionará el
isótopo de referencia en función del tipo de medida.
4.3.- Instrucciones
4.3.1.- Instrucciones previas
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71
Las medidas que a continuación se describen, se realizarán utilizando dos tipos de soportes
los cuales permiten colocar el detector perfectamente horizontalmente y a 10 mm de
distancia las fuentes de Sr -90+Y-90 y de Co-60, y a 5 mm la fuente de Am -241.
Se considera rá que la superficie efectiva del detector –Sd-, es igual a la superficie de
la superficie de la sonda (166 cm 2).
El equipo se programará para que los resultados aparezcan en Bq/cm 2, tomándose
como isótopo de referencia el Sr/Y -90.
.
Fig. 20. Posición de calibración para los isótopos Sr/Y -90 y Co-60.
SONDA
FUENTE DE CALIBRACION
SOPORTE DE CALIBRACION
10 m
m
15 m
m
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Gama de verificación y calibración
72
4.3.2. Determinación del fondo
Seleccionar el tipo de medida y comprobar que las fuentes de calibración están
alejadas del equipo. Con la te cla de Lectura de fondo del Contamat se iniciará de forma
automática un contaje de fondo con una duración de 60 seg. (este tiempo de contaje puede
ser prefijado por el usuario).
4.3.3. Determinación de la eficiencia β +γ
Se utilizará la fuente de Co -60 cuyas características se indican en ls figura 21.
• Situar la fuente de Co -60 emisor β +γ , sobre el soporte de calibración.
• Seleccionar en el Contamat la medida β +γ .
• Iniciar el contaje a través del Contamat (con duración estimada de 60 seg.), y
una vez finalizado éste en el display mostrará el valor obtenido.
Posteriormente se anotará en el informe la Lectura de Equipo (Cn) cps pa ra
el Co-60 en el Anexo.
• Se procederá a calcular la eficiencia del equipo Ed (cps/Bq) mediante la
fórmula:
tTeACnEd
⋅−⋅⋅=
)2/1/693.0(2
donde:
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73
Cn: Cuentas netas. (cps)
2: Factor para pasar de geometría 2 π a geometría 4 π .
A: Actividad de la fuente en Bq.
t: Periodo transcurrido en años desde la fecha del certificado de la
fuente hasta la fecha de calibración.
T1/2: Periodo de semidesintegración del Co -60 (años), especificado en
el certificado de la fuente.
• El valor obtenido se anotará en la tabla (figura 21) en la columna de la
eficiencia para el Co -60, así como la etiqueta de identificación adosada en el
equipo.
• Cuando hablemos de eficiencia del instrumento Contamat para β +γ , nos
referiremos a la eficiencia obtenida frente a la fuente de Co -60 y en las
condiciones de calibración.
4.3.4 Determinación de la eficiencia β
Se utilizará la fuente de Sr -90+Y-90 cuyas características se indican en el tabla de la
figura 21.
• Situar la fuente sobre el soporte bajo la sonda.
• Seleccionar en el Contamat la medida β .
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74
• Iniciar el contaje a través del Contamat (con duración estimada de 60 seg.), y
una vez finalizado éste en el display mos trará el valor obtenido.
Posteriormente se anotará en el informe la Lectura de Equipo (Cn) cps para
el Sr-90+Y-90 en la tabla de la figura 21.
• Se procederá a calcular la eficiencia del equipo Ed (cps/Bq) mediante la
fórmula:
tTeACnEd
⋅−⋅⋅=
)2/1/693.0(2
donde:
Cn: Cuentas netas. (cps)
2: Factor para pasar de geometría 2 π a geometría 4 π .
A: Actividad de la fuente en Bq.
t: Periodo transcurrido en años desde la fecha del certificado de la
fuente hasta la fecha de calibración.
T1/2: Periodo de semidesintegración del Co -60 (años), especificado en
el certificado de la fuente.
• Cuando hablemos de eficiencia del instrumento Contamat para β , nos
referiremos a la eficiencia obtenida frente a la fu ente de Sr-90+Y-90 y en
las condiciones de calibración.
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75
• Para obtener la eficiencia β , introduciremos un nuevo parámetro asociado
al conjunto-sonda que está asociado al lugar de la medida, por lo que este
nuevo concepto se obtendrá a partir de las medidas realizadas en un entorno
de fondo análogo a donde se van a realizar las medidas. Para la
determinación del límite inferior (LID) del equipo (Bq/cm 2) se utilizará la
siguiente fórmula:
SdEdFTfF
LID⋅
+⋅=
)2/()/(65.12 τ
donde:
Ed: Eficiencia β del detector (cps/Bq)
Sd: Superficie activa del detector (166 cm 2)
F: Valor del fondo (cps)
Tf: Tiempo durante el cual se ha medido el fondo
τ: Constante de tiempo. Tomar el valor adecuado en la tabla del de la
figura 22 para el valor F.
El valor se anotará en la tabla de la figura 21 en la columna LID.
• Otro parámetro será el fondo máximo admisble (FMAD), el cual nos dirá el
valor máximo aceptable en el lugar de la medida, a fin de garantizar que es
posible detectar los niv eles que se establecen de otros parámetros de medida.
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76
)2/1/1(3.3 2
222
π+⋅⋅⋅
=Tf
SdEdNcFMAD
donde:
FMAD: Fondo máximo admisible (cps)
Nc: Nivel de contaminación máxima β
Ed: Eficiencia β del detector (cps/Bq)
Sd: Superficie activa del detector (166 cm 2)
τ: Constante de tiempo. Según se ha indicado anteriormente
Τf: Tiempo de medida de fondo (s).
El valor obtenido se anotará en el anexo columna FMAD así como en la
etiqueta de calibración adosada en el equipo.
• El nivel derivado de referencia para la medida directa de contaminación
superficial β se utilizará la siguiente fórmula:
SdEdNcCND ⋅⋅=
donde:
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77
CND: Nivel derivado de referencia (cps netas)
Nc: Nivel de contaminación superficial máxima β (4 Bq/cm2)
Ed: Eficiencia del detector para SR/Y -90 (cps/Bq)
Sd: Superficie activa del detector (166 cm 2)
El valor obtenido se anotará en la tabla de la figura 21 en la columna Nivel
derivado, así como la etiqueta de cal ibración adosada al equipo.
4.3.5. Determinación de la eficiencia a
• Se utilizará la fuente de Am -241 cuyas características se indican en la tabla
de la figura 21 . Situarla sobre el soporte de calibración
• Seleccionar la medida a en el Contamat. (La anotación aparecerá a la
derecha de la medida).
• Iniciar a través del Contamat el contaje automático con duración de 60 seg.
Una vez finalizado el contaje, en el display se mostrará el valor obten ido, el
cual se anotará en la tabla de la figura 21en la columna Lectura Equipo (Cn)
cps para Am-241
• Se calculará la eficiencia del equipo Ed (cps/cps) mediante la formula:
tTeACnEd
⋅−⋅⋅=
)2/1/693.0(2
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78
donde:
Cn: Cuentas netas. (cps)
2: Factor para pasar de geometría 2 π a geometría 4 π .
A: Tasa de emisión a de la fuente, con geometría 2 π ,indicada en el
certificado de la fuente.
t: Periodo transcurrido en años desde la fecha del certificado de la
fuente hasta la fecha de calibración.
T1/2: Periodo de semidesintegración del Am -241 (años), especificado en
el certificado de la fuente.
El valor obtenido se anotará en la tabla de la figura 21, columna Eficiencia
para el Am-241 (años), así como en la etiqueta de calibración adosada al equipo.
• La eficiencia α obtenida, es la eficiencia A del instrumento en las
condiciones de calibración.
4.3.6. Fijación del umbral de alarma
El límite de contaminación superficial desprendible β + γ para el material que sale
de zona radiológica es de 4 Bq/cm2. SR -90+Y-90 equivalente sobre una superficie máxima
de 300 cm2.
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En principio los valores programados de los umbrales de alarma pueden ser
prefijados por el usuario, teniendo en cuenta que deben ser inferiores o iguales a los límites
de la legislación vigente. Así se ac tuará de la siguiente manera:
• El valor del umbral del equipo será el que corresponda a la suma del nivel
derivado neto más el valor del fondo obtenido en el lugar donde se realice el
control de contaminación de material.
• Seleccionaremos el valor de la me dida en el Contamat α o β+γ y
posteriormente prefijaremos a través del teclado los umbrales de alarma.
• Situaremos la fuente de Sr -90+Y-90bajo el detector y comprobaremos que
una vez superado el umbral de alarma se produce una señal acústica y se
ilumina el led correspondiente a la alarma β+γ.
4.3.7. Criterios de aceptación
Se considerará que los equipos se encuentran en condición de uso cuando su
eficiencia β esté comprendida entre 0.161 a 0.218 para los equipos con el detector de
butano y de 0.187 a 0 .253 con el detector de metano.
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80
Fig.21-1 Determinación de la eficiencia.
FUENTES: Sr-90+Y-90 Am-241 Co-60
FECHA: 01/07/95 01/06/97 01/06/97
ACTIVIDAD: 250 Bq 204 Bq 445 Bq
TASA DE EMISIÓN
(2 pi): 302.7 s-1 72 s-1
PERIODO SEMIDES.: 28.5 años 432 años 5.271 años
SUPERFICIE FUENTE: 100 cm2 100 cm2 100 cm2
SUPERFICIE
DETECTOR: 166 cm2 166 cm2 166 cm2
EQUIPO: Nº Serie:
SONDA: Nº Serie:
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81
FUE
NT
E
LEC
TU
RA
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NE
TO
(F) cps (C) cps (CN) cps (Ed)
tanto x1
(LID)
Bq/cm2
(Fmad)
cps
cps
Sr/Y
-90
Am
-241
N/A
N/A
N/A
Co-
60
N/A
N/A
N/A
¿Se cumple criterio de aceptación β? SI NO
Realizado:_____________ Firma: _____________ Fecha:___/___/___
Fig. 21-2
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Gama de verificación y calibración
82
Fig.22. Tabla de constantes de tiempo en función de las tasas de cuentas
Los valores de las constantes de tiempo de la tabla están basados en la
información recibida del fab ricante en la que establece que el error relativo (E) de estos
equipos es de 20% para las tasas (R) comprendidas entre 2,5 y 25 cps.:
2/1)2
(.τ⋅
=RRE
TASA (cps) CTE. TIEMPOS (s)
2.5 10
5 5
8 3.12
10 2.5
15 1.7
20 1.25
25 1
4.3.8. Periodicidad
El equipo se calibrará anualmente y siempre que sufra cualquier avería cuya
reparación pueda implicar una alteración de la respuesta.
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Gama de verificación y calibración
83
4.3.9. Etiquetado
Una vez que el equipo se haya calibrado, se señalizará con la etiqueta de calibrado
en la que figurará como mínimo:
• Número de serie del equipo.
• Fecha de calibración.
• Eficiencia αy radionucleido con la que ha sido hallada.
• Eficiencia β y radionucleido con la que ha sido hallada.
• Eficiencia α+β.
• Nivel derivado de referencia.
• Fondo máximo admisible.
• Fecha de la próxima calibración.
Aquí se muestran las diferentes etiquetas a utiliz ar después de la calibración. (Figura
23).
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Gama de verificación y calibración
84
Fig 23. Modelos de etiquetas.
EMPRESA:
Nº serie:_____________________
Fecha Cal.:__________________
Verif. Por:___________________
Ef. Alfa:_____________________
Ef. Beta:____________________
Ef. Beta-Gamma:______________
Nivel der. Ref.:________________
Próx. Ver.: ___/___/___
EMPRESA:
NO USAR
PRUEBAS
Nº serie:________________
Motivo:_________________
Nombre:________________
Fecha: ___/___/___
FUERA DE SERVICIO
Fecha:___/___/___
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Procedimiento de medida
85
5. Procedimiento de medida
Este procedimiento tiene por objeto establecer las normas a seguir para realizar
medidas, tanto directas como indirectas, de la contaminación superficial alfa y beta-gamma
de material reutilizable en el punto de control de salida de materiales con los equipos
portátiles correspondientes.
Este procedimiento aplica a las medidas de contaminación superficial alfa y beta-gamma
de materiales reutilizables, no incluyendo personas ni residuos.
5.1. Medida de la contaminación superficial
5.1.1. Medida de la contaminación superficial total:
Fija + desprendible
La contaminación superficial total beta-gamma de un objeto, material o equipo
corresponde a la contaminación fija más la contaminación desprendible, y se obtiene mediante
la medida directa, con el equipo portátil correspondiente, del material a controlar
radiológicamente.
Para la realización de la medida se procederá de la siguiente forma:
• comprobar que el equipo está operativo
• comprobar que el fondo está por debajo del fondo máximo admisible indicado en la
etiqueta de calibración adosada al equipo. En caso contrario, la medida tendrá que
realizarse en otro lugar donde el fondo lo permita.
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Procedimiento de medida
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• realizar la medida colocando la sonda del equipo a 1 cm del objeto a controlar y
centrada siempre que el objeto a medir tenga una superficie inferior a la sonda del
detector. En caso contrario, se procederá a realizar un barrido lento de la superficie a
medir, y en caso de observarse un aumento en la indicación del detector, hacer una
medida estática sobre la superficie donde se produjo dicho aumento
• comparar el resultado (cps) con el nivel derivado de referencia, indicado en la etiqueta
de calibración adosada al equipo.
5.1.2. Medida de la contaminación superficial desprendible
La contaminación superficial desprendible beta-gamma de un objeto, material o
equipo se obtiene mediante la realización de un frotis sobre una superficie de 300 cm2 (si la
superficie del material es inferior a este valor, el frotis se realizará sobre toda su superficie) del
material a controlar, siendo medido este frotis con el correspondiente equipo portátil.
Para la determinación de la contaminación superficial desprendible se realizarán
los siguientes pasos:
• comprobar que el equipo está operativo
• comprobar que el fondo está por debajo del fondo máximo admisible, indicado en la
etiqueta de calibración adosada al equipo. En caso contrario, la medida tendrá que
realizarse en otro lugar donde el fondo lo permita o se disponga de equipos con un
LID más bajo (equipos de bajo fondo).
• realizar la medida colocando la sonda del equipo a 1 cm del frotis y centrada
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Procedimiento de medida
87
- comparar el resultado (cps) con el nivel derivado de referencia, indicado en la etiqueta de
calibración adosada al equipo.
Fig.24
En la tabla (figura 24) se muestran los valores de contaminación superficial en función
del método y tiempo de toma de lecturas.
5.2. Criterios para el control de materiales
Se realizará un control de la contaminación superficial alfa y beta-gamma, con los
equipos portátiles correspondientes, siguiendo los siguientes pasos, que se muestran
graficamente en el diagrama de flujo (figura 25).
NIVEL
CONTAMINACION
METODO
MEDIDA
FOND. MAX
ADMISIBLE
NIV.
DER.
NETO
TIEMPO
FONDO
TIEMPO
MEDIDA
γβ +
0.4 Bq/cm2 DIRECTO 229 cps 14 cps 25 R 25 R
γβ +
0.4 Bq/cm2 FROTIS 81 cps 8 cps 25 R 25 R
α
0.04 Bq/cm2 DIRECTO 1,1 cps 0.7 cps 999 C 80 R
α
0.04 Bq/cm2 FROTIS 0,4 cps 0.4 cps 999 C 80 R
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Procedimiento de medida
88
5.2.1. Medida directa (fifa+desprendible)
• . Si el resultado de la medida es inferior al nivel derivado (cps) asociado a 0,4 Bq/cm2,
equivalente a Sr/Y-90, de contaminación superficial total, el material puede salir
libremente.
• . Si el resultado de la medida es superior al nivel derivado (cps) asociado a 4 Bq/cm2,
equivalente a Sr/Y-90, de contaminación superficial total, el Servicio de P.R. decidirá
si el material se descontamina o permanece bajo control. En caso de realizar una
descontaminación, tras la misma se volverá a iniciar el proceso.
• . Si el resultado de la medida está entre los niveles derivados (cps) asociados a 0,4
Bq/cm2 y 4 Bq/cm2, equivalente a Sr/Y-90, de contaminación superficial total, se
realizará el control radiológico mediante una medida indirecta.
5.2.2 Medida indirecta (desprendible)
• . Si el resultado de la medida es inferior al nivel derivado (cps) asociado a 0,4 Bq/cm2,
equivalente a Sr/Y-90, de contaminación superficial desprendible, el material puede
salir libremente.
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Procedimiento de medida
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Fig 25. Esquema se control superficial para materiales reutiliazables (β+γ) (∗).
MATERIAL A SALIR
DESCONTAMINACION
MEDIDA CST
Valor de CST
MEDIDA CSD
Criterio de P,R.
Valor de CSD
LIBR
E
Permanencia bajo control
CONTROL SALIDA MATERIALES
CST>4 Bq/cm2 (equiv. Sr/Y-90)
CST<4 Bq/cm2 (equiv. Sr/Y-90)
0.4<CST< 4Bq/cm2 (equiv. Sr/Y-90)
EXTERIOR
CSD>4 Bq/cm2 (equiv. Sr/Y-90)
CSD<4 Bq/cm2 (equiv. Sr/Y-90)
MED
IDA
IND
IREC
TA (F
RO
TIS)
C
SD: C
onta
min
ació
n su
perfi
cial
des
pren
dibl
e
MED
IDA
DIR
ECTA
C
ST: C
onta
min
ació
n su
perfi
cial
tota
l
(*) Para emisiores α, los valores que hay que aplicar son del orden diez veces inferior.
90
• . Si el resultado de la medida es superior al nivel derivado (cps) asociado a 0,4
Bq/cm2, equivalente a Sr/Y-90, de contaminación superficial desprendible, el
Servicio de P.R. decidirá si el material se descontamina o permanece bajo control.
En caso de realizar una descontaminación, tras la misma se volverá a iniciar el
proceso.
Presupuesto
91
6. Presupuesto
Presupuesto del proyecto
1.- Ingeniería de disenyo 1202,00 €
2.- Equipos
Detector de radiaciones.
3 Fuentes radiactivas paracalibración
2 Botellas de gases para calibración
2 Manoreductores botellas
7813,20 €
252,50 €
250,00 €
90,00 €
3.- Materiales
Tubing acero inox. 3/8”
Fundas ubicación fuentes radiactivas
210,50 €
240,50 €
4.- Obra civil
Encimera para instalar aparato
540,90 €
5.- Estructuras y soportes
equipos
Soportes para instalar fuentes y
botellas
300,50 €
6.- Electricidad
Instalacion tomas decorriente
60,10 €
7.- Montaje, instalación y
puesta
en marcha de los equipos
600,00 €
8.-Formación y entrenamiento en personal de operación 720,00 €
TOTAL 12280,20 €
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Bibliografía
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7. Bibliografía
• Asociaciación de medicina y seguridad en el trabajo de Unesa para la industria
eléctrica : Documento Ref. 095 AMYS
• Servicio de Protección Radiológica C.N. Vandellós II
• Curso de capacitación para supervisores de instalaciones radiactivas. PROINSA
• Sistema de vigilancia de la Radiación. Tecnatom, S.A.
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