Atenuación por blindaje ii e_mera

DIPLOMADO EN TECNOLOGIA NUCLEAR
VERSIÓN 2012
TECNICAS DE OPERACIÓN DE MATERIAL RADIOLOGICO
EXPERIMENTO II:
Atenuación por Blindaje
Eduardo Mera1
1
Departamento de Física, Universidad Tecnológica Metropolitana, Av. Alessandri #1242, Ñuñoa.
Santiago de Chile, Noviembre 2012

Universidad Tecnológica Metropolitana de Chile,
Facultad de Ciencias Naturales, Matemáticas y de Medioambiente,
Departamento de Física
RESUMEN
En el presente laboratorio de radiactividad se evalúo la radiación de fondo o background, se midió la
actividad de una muestra radioactiva, se estudio la absorción de la radiación gamma. Se estudio la
absorción de radiación gamma, encontrándose el valor de los coeficientes de absorción lineal y másico de
los materiales que registraban en sus datos de Actividad v/s grosor una ley funcional del tipo
d
oeII µ−
= , en que teóricamente el mejor blindaje es aquel que posee un mayor coeficiente de
absorción lineal.
I. Introducción y Objetivos
Introducción
Desde la siglo XIX comenzó el estudio de la radioactividad cuando W. Roentgen descubrió los rayos X,
Henry Becquerel observó que las sales de uranio emitían espontáneamente radiaciones y tiempo después
los esposos Curie, concentraron a partir de los minerales de uranio el polonio y radio, se empezó a
observar en estos productos el fenómeno de la desintegración espontánea de forma muy marcada.
El proceso de emisión espontánea de radiación se llama radioactividad. Experimentos posteriores
demostraron que la radioactividad es el resultado del decaimiento radioactivo, o desintegración de
núcleos inestables. En el proceso de desintegración nuclear, los átomos de los elementos radioactivos, se
transforman en otros átomos diferentes, produciéndose así una cadena de desintegraciones hasta llegar a
ser un elemento estable en el cual la gran parte de las veces es plomo.
Hay tres tipos de radiación que pueden ser emitidos por una sustancia radioactiva: radiación alfa (α),
donde las partículas emitidas son núcleos de Helio; radiación beta (β), en el cual las partículas emitidas
pueden ser electrones o positrones (partícula que tiene las mismas características del electrón pero su
carga es +e); y radiación gamma (γ) las cuales son ondas electromagnéticas es decir, son fotones de alta
energía.
Los tres tipos de radiación tienen capacidad de penetración distinta. Partículas alfa apenas penetran una
hoja de papel, partículas beta pueden penetrar unos cuantos milímetros de aluminio, y los rayos gamma
penetran varios centímetros el plomo.
Las propiedades principales que caracterizan a un elemento radioactivo son: la constante de de
desintegración ( λ) y la energía de las radiaciones emitidas.
La razón a la cual ocurre un determinado proceso de decaimiento en una muestra radioactiva es
proporcional al número de núcleos radioactivos presentes en cualquier instante (esto es, aquellos núcleos
que aún no han decaído). Si N es el número de núcleos radioactivos presentes en cualquier instante, la
razón de cambio de N es:
N
dt
dN
λ−= , acomodando términos
NdtdN λ−= , Integrando la ecuación anterior se obtiene que
t
oeNN λ−
=
La constante de desintegración λrepresenta la probabilidad de desintegraciones por unidad de tiempo
por átomo presente del elemento radioactivo y N0 representa el número de núcleos radioactivos en el
instante t = 0.
A menudo la razón de decaimiento de una muestra se llama actividad (A), la cual corresponde al número
de átomos desintegrados por unidad de tiempo, que es lo que realmente se mide.
t
oeAA λ−
=
Diplomado en Tecnología Nuclear – UTEM/CCHEM 2

La unidad SI de actividad se llama Becquerel (Bq), donde: 1Bq = 1 decaimiento/s. Se tiene que la unidad
original de actividad es el curie (Ci) donde 1 Ci=3,7*1010
Bq =3,7*1010
decaimientos/s, la cual fue
seleccionada ya que es la actividad aproximada de 1 gramo de uranio.
Otro parámetro útil para caracterizar el decaimiento de un núcleo es la vida media T1/2. La vida media de
una sustancia radioactiva es el tiempo que tarda la mitad del número de núcleos radioactivos en decaer (la
vida media para el decaimiento del 238
U es 4,47 x 109
años).
Para el estudio de la atenuación de la radiación electromagnética (Gamma o X), se utilizara la siguiente
ecuación:
xm
oeII **ρµ−
=
Suponiendo que la fuente es de geometría puntual, emite un haz fino, colimado y mono energético, se
tiene:
I = Tasa de conteo medida después de interponer los blindajes de aluminio, plomo o acero y con la fuente
abierta (conteo/segundo, c.p.s.).
Io = Tasa de conteo medida sin blindajes de aluminio, plomo o acero y con la fuente abierta
(conteo/segundo, c.p.s.).
μm = Coeficiente de atenuación másico (cm2
/gr)
ρ = Densidad del material interpuesto (gr/cm3
)
X = espesor del blindaje (cm)
Se tiene que μL es el coeficiente de absorción lineal del material del cual podemos estimar posteriormente
el coeficiente de absorción masico del material como μ/ρ.
Marco teórico basado en [1], [2] y [3]
Objetivos
1. Evaluar la radiación de fondo o background
2. Verificar que la atenuación de la radiación electromagnética Gamma o X es función del espesor,
energía y de la densidad del medio utilizado como blindaje.

II. Procedimiento Experimental:
En el experimento de evaluación de la atenuación de la radiación con el blindaje, Sobre una superficie
nivelada y de acuerdo al esquema de la figura 2, se ubicara el sistema de conteo para radiación gamma a
una distancia que será constante una fuente radioactiva. Entre la fuente y el detector se interpondrán
materiales de densidades distintas y espesores (aluminio, acero y plomo).
Figura 2. Montaje
Para el procedimiento experimental debe realizar los siguientes pasos:
a) Prefijar el sistema de conteo en un tiempo de 6 segundos.
b) Realizar 3 mediciones con la fuente abierta y sin blindaje interpuesto. Toma nota y tome el valor
medio de estas medidas.
c) Interponga entre la fuente radioactiva y el detector, los blindajes de los aluminio, plomo y acero
de diferentes espesores y realizar 3 mediciones con cada uno de ellos. Tome nota y considere el
valor medio de las medidas obtenidas con su correspondiente espesor.
Consideraciones Finales:
Para la medición del background de fondo, se realizaron la medicion de 6 segundos, con las fuente
resguarda. La medición de Io se realizo con la distancia fuente sensor de 100 cm.
En el estudio de la atenuación y/o bloqueo de la radiación. Se utilizaron filtros de plomo, plástico y papel,
se realizaron exposiciones de 6 segundos, se procedió a graficar y determinar el coeficiente de absorción
lineal del elemento de bloque (filtro) de la radiación correspondiente.
Marco teórico basado en [1], [2] y [3]
Equipos Materiales
Portaláminas de blindaje
Laminas de Aluminio, Plomo y Acero de distintos espesores.
Fuente radiactiva de Cs-137
Instrumento de detección (detector de centelleo)
Sistema de conteo y electrónica asociada.
Dosímetros digitales integrados de dosis para uso personal.
Pinzas
Guantes
Pinzas
Regla
Equipos y materiales basados en [3]
Diplomado en Tecnología Nuclear – UTEM/CCHEM
X
D
Fuente
Radioactiva
Espesor de
Blindaje
Detector
1000111
Electrónica
Asociada
4

III. Datos Experimentales
Estimación de la radiación de fondo: se procedió a dejar muestreando el censor de centelleo por un
lapso de 6 segundos (0.1 minutos), teniendo el cuidado de alejar toda fuente radioactiva del sector, los
datos registrados son (tabla 1):
Medición conteos
1 5905
Tabla N° 1: evaluación de background
Los datos de temperatura y presión del laboratorio eran 19ºC y una presión atmosférica de 1025 HPa.
Estudio de la absorción de la radiación gamma: se procedió a realizar mediciones a una distancia de
100 cm fuente-censor y se procedió a bloquear la fuente con 3 tipos de materiales y 6 espesores distintos:
Plomo, Aluminio y Papel de 3, 7, 9, 12,15 y 21 mm de espesor por lámina.
Las mediciones fueron realizadas por un periodo de 6 segundos. Los resultados obtenidos son (tabla 2):
Cuentas (c.) Actividad (c.p.s.)
X (cm) Plomo Acero Aluminio Plomo Acero Aluminio
0.3 13703 15529 17465 2284 2588 2911
13772 15583 17659 2295 2597 2943
13624 16289 16989 2271 2715 2832
0.7 9083 14148 16689 1514 2358 2782
9442 13870 16871 1574 2312 2812
9296 14171 16579 1549 2362 2763
0.9 8244 12236 16796 1374 2039 2799
7533 12705 15882 1256 2118 2647
7926 12274 15897 1321 2046 2650
1.2 6569 10832 15510 1095 1805 2585
6267 10738 15302 1045 1790 2550
6407 11186 15616 1068 1864 2603
1.5 5157 9471 14499 860 1579 2417
4909 9592 14625 818 1599 2438
4933 9754 14878 822 1626 2480
2.1 3799 8274 14142 633 1379 2357
3843 7953 13278 641 1326 2213
3659 8104 13692 610 1351 2282
Tabla N° 2: evaluación de absorción de distintos materiales en diversos espesores
Se procedió a medir la tasa de conteo medida sin blindaje, Io, se hicieron 3 mediciones consecutivas, a la
misma distancia y tiempo mencionado anteriormente, los datos obtenidos son (tabla 3):
Medición conteos
1 18052
2 18451
3 17794
Tabla N° 3: evaluación de Io

IV. Resultados
Estimación de la radiación de fondo: Se tiene que el nivel de actividad de fondo estimado es de:
[ ]
[ ]
[ ] [ ]Bqspc
s
c
tiempo
conteos
Ab 984..984
6
5905
====
Estudio de la absorción de la radiación gamma: se procedió a realizar los siguientes cálculos:
1.- Se procedió a calcular la tasa de conteo medida sin blindaje a partir de los datos de la tabla 4, el valor
obtenido para la media y la desviación estándar es (tabla 4):
Cuentas
(c.)
Actividad
(c.p.s.)
18052 3009 Promedio 3017
18451 3075 Desviación 55
17794 2966 Error % 1.8
Tabla N° 4: Parámetros de Io
Por lo cual Io, se puede expresar como:
[ ] [ ]...55...3017 spcspcIo ±=
Pero el error es de 1.8% lo cual es despreciable.
2.- Se procedió a calcular la actividad promedio, la desviación estándar de la actividad y el error % de la
actividad (desviación estándar / actividad promedio x 100), para los diversos espesores de materiales de
bloqueo (obtenidos de las tabla 3), los datos obtenidos son (tabla 5):
Promedio Actividad (c.p.s.) Desviación Actividad (c.p.s.) Error Actividad (%)
X (cm) Plomo Acero Aluminio Plomo Acero Aluminio Plomo
Acer
o Aluminio
0.3 2283 2633 2895 12 71 57 0.54 2.68 1.98
0.7 1546 2344 2786 30 28 25 1.95 1.19 0.88
0.9 1317 2068 2699 59 43 87 4.51 2.10 3.23
1.2 1069 1820 2579 25 39 27 2.36 2.16 1.03
1.5 833 1601 2445 23 24 32 2.74 1.48 1.32
2.1 628 1352 2284 16 27 72 2.55 1.98 3.15
Tabla N° 5: Actividad evaluada con diferentes espesores de bloqueo para diversos materiales
De la tabla anterior (tabla 5) se observa que los valores de error actividad % son bajos (inferiores a 5%),
los datos de la anterior tabla se grafican a continuación (Grafico 1):

Grafico Nº 1: Blindaje (Actividad v/s Espesor del Blindaje)
3.- Se procedió a calcular el coeficiente de absorción lineal del material, con la expresión:
X
IoLnILn
L
)()( −
=µ
Obteniendo la siguiente tabla (tabla 6):
µL (cm-1
)
X (cm) Plomo
Acer
o Aluminio
0.3 0.928 0.453 0.137
0.7 0.955 0.360 0.114
0.9 0.921 0.420 0.124
1.2 0.864 0.421 0.130
1.5 0.858 0.422 0.140
2.1 0.747 0.382 0.132
Tabla Nº6: Coeficiente de absorción lineal de radiación gamma evaluada con diferentes espesores
de bloqueo para diversos materiales
Obteniéndose que los valores promedio, desviación estándar y error del coeficiente de absorción lineal es
(tabla 7) :
µL (cm-1
)
Plomo
Acer
o Aluminio
Promedio 0.879 0.410 0.130
Desviación Estándar 0.075 0.033 0.010
Error % 8.511 8.038 7.374
Tabla Nº7: Parámetros del Coeficiente de absorción lineal de radiación gamma evaluada con
diferentes espesores de bloqueo para diversos materiales
De la tabla anterior se pueden obtener las expresiones de I, para los 3 materiales, obteniéndose:
Para Plomo: [ ]
x
cm
espcI
*
1
879.0
...3017
−
= ,

Para Acero: [ ]
x
cm
espcI
*
1
410.0
...3017
−
= y
Para Aluminio: [ ]
x
cm
espcI
*
1
130.0
...3017
−
= .
Del grafico 1, también podemos encontrar los valores de μL, realizando la regresión funcional
correspondiente, obteniéndose:
Para Plomo: [ ]
x
cm
espcI
*
1
7157.0
...2607
−
= ,
Para Acero: [ ]
x
cm
espcI
*
1
3866.0
...2958
−
= y
Para Aluminio: [ ]
x
cm
espcI
*
1
1376.0
...3039
−
=
Obteniéndose valores con errores relativos porcentuales para el plomo es de 18%, acero
es de 7% y aluminio es de 6%.
V. Análisis y Conclusiones
Análisis:
Estimación de la radiación de fondo: Se puede concluir que el valor de fondo corresponde a un valor
984 c.p.s. valor el cual es encontrado alto, ya que en lugares como laboratorios docentes la actividad
evaluada es de 179 conteos en 300 segundos, lo que nos da una actividad de 0.6 c.p.s. debe tenerse en
consideración que el entorno general del lugar es el reactor de investigación de la Comisión Chilena de
Energía Nuclear – La Reina (CCHEN), el cual no esta libre de fuentes de radiación antropogénicas como
emisores de rayos X, ciclotrones o fuentes de alta actividad.
Estudio de la absorción de la radiación gamma: Se procedió a calcular la actividad corregida y a
graficar al Actividad v/s el Grosor de los bloqueadores con el fin de estudiar la absorción de radiación. Se
tuvo que el plomo presento el máximo bloqueo de radiación gamma (grafico 1).
Se tiene que el valor del coeficientes de absorción es mas alto cuando es capaz de en si retener una mayor
cantidad de procesos internos, de la bibliografía mas datos del experimento se concluye que el valor de μ
depende directamente de la cantidad de energía aplicada para calcular este valor.
Preguntas y respuestas:
a. Mediante la ecuación de atenuación y los datos obtenidos en la práctica, determine lo siguiente:
 El μm para los aluminio, plomo y acero, considerando para caso el valor promedio de las tasas
de conteo obtenidas en la experiencia.
Considerando que μL=μm*ρ los valores de μm al procesar los valores de la tabla 12, son (tabla
13):
µm (cm2
*g-1
)
Plomo Acero Aluminio

0.078 0.052 0.048
Tabla 12. Coeficiente de absorción másico
Se tiene que a mayor densidad es mayor el coeficiente de absorción másico.
 Con los valores obtenidos y usando la ecuación de atenuación, determine el espesor necesario
para reducir la tasa de conteo a la mitad (HVL), para cada material usado como blindaje.
Para determinar el espesor necesario para reducir la tasa de conteo a la mitad (HVL), corresponde a
una tasa de actividad de 1508.5 c.p.s. en la grafica 2, el grosor en acero seria de aproximadamente 2
cm, plomo aproximadamente 1 cm y el aluminio gráficamente no podría determinarse, ya que escapa
del rango gráfico de los datos, si lo extraemos de las ecuaciones anteriores:
X
Ln
XLne
I
I
L
L
xm
o
=






−⇒−=





⇒== −
µ
µρµ 2
1
2
1
2
1 **
Tenemos para los diversos materiales que el HVL es (tabla Nº13):
X (cm)
Plomo
(ρ=11340kg/m3)
Acero
(ρ=7850kg/m3)
Aluminio
(ρ=2700kg/m3)
HVL – ecuaciones tabla 11 0.789 1.691 5.332
HVL – ecuaciones grafico 2 0.968 1.793 5.037
Tabla Nº13: HVL para diversos materiales
b. Comente por que las diferencias de los HVL de los materiales.
Se tiene que a mayor numero atómico, es mayor la densidad en sólidos metálicos (ya que aumenta la
masa atómica) y disminuye el espesor de la placa a colocar como material blindante, ya que el
coeficiente de absorción lineal es más alto, si mezcláramos materiales blindantes la expresión a usar
para el cálculo de I, seria
)( 222111222111 ******** xmxm
o
xm
o
xm
o eeIIeIeII ρµρµρµρµ −−−−
+=⇒+=
Para calcular el espesor del blindante que logra HVL:
xxx
mm
Ln
xmxmLn
eLneLnLn
ee
I
I
xmxm
xmxm
o
=+=
+
−
⇒−−=
⇒+=
⇒+==
−−
−−
21
2211
222111
****
****
**
)
2
1(
****)
2
1
(
)()()
2
1
(
2
1
222111
222111
ρµρµ
ρµρµ
ρµρµ
ρµρµ
a. Que sucedería con el coeficiente de atenuación lineal (μ) si la fuente fuera de una energía mayor
a la utilizada en la práctica.

Los valores serian distintos, se tiene que a mayor energía la radiación alfa y beta, son mayores a la
irradiación gamma, pero también aumenta el tamaño de partícula, como a mayor densidad aumenta
μ, se tiene que μα< μβ< μ .ϒ
b. Que material es adecuado para ser utilizado como blindaje para la radiación electromagnética,
explique por qué.
Los elementos de numero másico elevado, ya que aumenta su densidad, y en especial los elementos
sólidos metálicos.
c. Si una fuente radioactiva emitiera partículas alfa. ¿Qué material utilizaría como blindaje?
Explique por qué.
Un material que este compuesto por elementos de numero masico bajo, y por lo cual compuesto de
materiales de baja densidad,
d. Si una fuente radioactiva emitiera partículas beta, que material utilizaría como blindaje,
explique por que.
Un material que este compuesto por elementos de numero másico alto, ya que hay muchas fuentes
de elementos radioactivos beta que decaen en radiación gamma.
Conclusiones:
Se estudio la absorción de fuente de radiación gamma, encontrándose el valor de los coeficientes de
absorción lineal y masico de los materiales que registraban en sus datos de Actividad v/s grosor una ley
funcional del tipo
d
o eAA µ−
= , se tiene que teóricamente el mejor blindaje para bloquear rayos gamma
con una energía de 0.66 MeV es el plomo, se observa que a mayor coeficiente de absorción lineal el
bloqueo de intensidad de radiación es mayor

VI.- Bibliografía
1. Serway, Raymond; Beichner, Robert “Física para Ciencias e Ingeniería”, Editorial Mc Graw
Hill, 2002.
2. Sears; Zemansky; Young; Freedman “Física Universitaria” Novena Edición Pearson Education
1999 México.
3. Guía Experiencia Atenuación de la Radiación por Blindaje, CCHEN. 2012.

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