Dosimetría para los procesos por irradiación

1. Resumen
3. El Proceso por
   Irradiación tipos de radiaciones para el
   proceso
4. Dosis de Absorción y
   Dosimetría para los Procesos por
   Irradiación
5. Detección y
   Medición de la Dosis de Absorción. Sistemas
   Dosimétricos
6. Calibración de campos
   radiacionales e intercomparaciones de mediciones de la Dosis de
   Absorción. Sistemas Dosimétricos de Referencia.
   Traceabilidad de las mediciones
7. Influencia de factores
   externos en las mediciones de Dosis de
   Absorción
8. Determinación de la
   incertidumbre en las mediciones de Dosis de
   Absorción
9. Distribución de dosis
   en la geometría considerada. Control del Proceso por
   Irradiación
10. Calificación de
    Instalación
11. Validación de
    Proceso
12. Control Rutinario de
    Proceso
13. Bibliografía

Resumen

Dentro de los múltiples usos pacíficos
del átomo se
encuentra el procesamiento radiacional, para la
esterilización de productos
médicos, el procesamiento de polímeros y el
tratamiento a gran escala de
productos alimenticios. Actualmente se está ampliando su
uso a la producción de preparados biológicos
para fármacos y cosméticos. La base de esta
industria es
la medición y control de la
energía recibida en el proceso. Es
objetivo
nuestro resumir los conceptos físicos empleados en esta
disciplina
científica.

Introducción

El procesamiento radiacional, aunque muy joven es una
industria próspera que crece rápidamente. Tuvo sus
primeros brotes a mediados de los años 50 y tomó
forma de tal al final de la década del 70 dedicada a la
esterilización de productos médicos. Pocos
años después se consolidó, ampliando su
aplicación al procesamiento de polímeros y al
tratamiento a gran escala de productos alimenticios. Actualmente
se está ampliando su uso a la producción de
preparados biológicos para fármacos y
cosméticos.

La base de esta industria es la medición y
control de la energía recibida en el procesamiento
radiacional. Consecuentemente la Dosimetría de la radiación
es fundamental para todas estas tecnologías y ofrece el
único modo de desarrollar el proceso en el laboratorio,
introducirlo en la práctica, transferirlo a la industria y
finalmente establecer el control tecnológico del
proceso.

La Dosimetría para los Procesos por
Irradiación es la más joven de las ramas de la
metrología de la radiación ionizante
y es de interés
para la Comisión Internacional de Unidades y Mediciones
Radiacionales (ICRU). Los conceptos físicos desarrollados
en la Dosimetría para Radioterapia y en la
Dosimetría para Protección Radiológica son
igualmente relevantes en la Dosimetría para los Procesos
por Irradiación, sin embargo esta última tiene sus
características propias con alcance y objetivos muy
definidos. Esto está delimitado por las altas dosis, las
altas potencias de dosis y la gran variedad de condiciones que
están involucradas en los Procesos por Irradiación;
pero sobre todo está determinado por el carácter tecnológico e industrial de
dichos procesos, este carácter es completamente ajeno a
los otros campos de la dosimetría y define la esencia de
esta rama de la metrología.

A la Dosimetría para los Procesos por
Irradiación está dedicada la publicación y
en este contexto no queremos dejar de mencionar la "Ley de William de
la Dosimetría" (McLaughlin et al. 1989):

" Un hombre con un
dosímetro piensa que él conoce el valor de la
dosis, un hombre con dos dosímetros tiene sólo un
grosero estimado y se cuestiona el valor, un hombre con tres
dosímetros comprende que él no conoce el valor de
la dosis; pero sabe que puede juzgarlo mejor que los otros dos.
Con todo y su juventud esta
rama de la metrología, cuyo alcance y designación
final data de 1989, ya ha brindado sus aportes al conocimiento
general y ampliado los horizontes de la disciplina más
general a que pertenece, la Dosimetría. Si bien se ha
avanzado en esta nueva disciplina científica, de marcado
carácter tecnológico e industrial, claramente se
perfilan los esfuerzos que aun deben realizarse y la necesidad de
continuar profundizando en su desarrollo.

Es importante destacar entre los aspectos de esta
profundización su carácter autóctono. Como
en toda disciplina científica, aún cuando tenga
implicaciones tecnológicas, su dominio y arraigo
en una localidad no se puede lograr mediante simple
implantación o transferencia. El desarrollo de una rama
científica se logra con la realización de estudios
e investigaciones
en las condiciones locales específicas, variabilidad
biológica, geológica y climática, así
como la disponibilidad técnica y tecnológica. Estos
estudios son los que permiten alcanzar el nivel cognoscitivo
existente en la localidad, y a partir de ellos se pueden realizar
las investigaciones que amplíen el
conocimiento local y contribuyan a elevar el conocimiento
regional e internacional sobre la materia.

Una instalación de irradiación no es
suficiente para realizar Procesos por Irradiación, porque
se requieren los medios para
medir la dosificación en los diferentes procesos. La
respuesta cabal a la introducción en la práctica local de
la tecnología radiacional sólo se
alcanza con el desarrollo de la Dosimetría para los
Procesos por Irradiación, tanto en su carácter
científico como tecnológico.

Desarrollo

El Proceso por
Irradiación Tipos de radiaciones para el
proceso

Desde que Roëntgen descubrió los Rayos-X
en 1895 y Becquerel descubrió la radioactividad en 1896,
el hombre ha
usado su imaginación para desarrollar aplicaciones que
hacen uso de las propiedades de la radiación
ionizante.

Estos descubrimientos marcaron el inicio de la
física
nuclear y de los estudios sobre la naturaleza y
propiedades de las radiaciones y de los átomos que las
emiten, incluido sus núcleos. Al mismo tiempo
surgieron los estudios sobre la aplicación de estas
propiedades casi desde el inicio, y un buen ejemplo es que el
poder
penetrante de la radiación se usó en medicina
surgiendo las placas de rayos-X y la
radiología.

Un campo muy recientemente desarrollado y que
consiste en exponer en forma intencional a la acción
de las radiaciones un material con el objetivo de provocar en
él un efecto específico, físico,
químico, biológico, o cualquiera de sus
combinaciones; es el denominado Proceso por Irradiación.
Que este campo se ha desarrollado aceleradamente en los
últimos 20 años y que es hoy una industria en
crecimiento y una activa fuente de desarrollo tecnológico,
está claramente avalado por la serie de memorias de
los Congresos Internacionales de Procesos por Irradiación
(International Meetings on Radiation Processing) que se
están realizando cada dos años desde 1977 (IMRP
1977 a 1988).

Naturalmente que este desarrollo es el fruto de los
avances en la física nuclear y en las primeras
aplicaciones de la radiación en medicina y en
energética. Tres factores potenciaron especialmente este
desarrollo:

a) A El avance del conocimiento de los efectos de la
radiación ionizante sobre la materia en sus tres niveles
físico, químico, y biológico;

b) B La rápida expansión de la química de los
polímeros y las industrias del
plástico y
de la goma;

c) C Las conferencias de Naciones Unidas
sobre el uso pacífico de la Energía Atómica
(UN 1955, 1958).

En particular, estas conferencias expresaron que el
núcleo atómico y la radiación pueden ser
usados en muchas formas diferentes para el beneficio de la
humanidad y estimularon los trabajos de investigación para expandir el uso de
la ciencia
nuclear. Por esta época la creación del Organismo
Internacional de Energía Atómica (OIEA) y
posteriormente los esfuerzos del mismo en aras del uso
pacífico de la radiación, resultaron un impulso
decisivo en el desarrollo de los Procesos por
Irradiación.

Para los Procesos por Irradiación se utilizan
dos tipos de radiación ionizante, electromagnética
y haces de electrones, con energía máxima por
partícula bien determinada. La cota superior en la
energía de las radiaciones está determinada por la
exigencia de la inocuidad del proceso (WHO, 1981) por lo cual el
material irradiado no puede quedar activado, para ello es
necesario que la energía máxima de la
radiación incidente no supere los umbrales de la
reacción nuclear correspondiente, del tipo (?,n), (?,p),
(e-,n), etc., siendo así imposible inducir ningún
tipo de radioactividad en el material irradiado. Por esta
razón la energía máxima permitida en el
Proceso por Irradiación es de 5 MeV para los fotones y de
10 MeV para los electrones (McLaughlin et al.,
1989).

La radiación electromagnética utilizada
en los Procesos por Irradiación, rayos X y
radiación gamma cumplen esta exigencia dado los tipos de
fuentes
radiactiva que pueden ser útiles para estos procesos. Es
bueno señalar que convencionalmente se designa como
radiación gamma a la radiación originada en el
núcleo atómico, la originada fuera de este se
designa como rayos X (o Röentgen) y como radiación de
frenado (o bremsstrahlung) (Evans, 1955).

Para el procesamiento radiacional una fuente de
radiación gamma cuyo uso resulta tentador son los
productos de desecho, altamente radiactivos, de los reactores
nucleares. Sin embargo esta mezcla de productos de fisión
en las barras combustibles desechadas de los reactores es un
inconveniente como fuente de radiación, pues los tiempos
de semidesintegración de los radionúclidos
presentes en ella varían desde décimas de mseg
hasta varios años y hay una rápida y constante
variación en la actividad, en la composición
radiacional y en el espectro de energía de la
radiación emitida.

Un producto de
fisión que se produce en grandes cantidades es el 137Cs.
Este radionúclido emite radiación gamma de 0.66 MeV
de energía, con un período de
semidesintegración de 30 años. Estas
características lo hacen muy conveniente como fuente para
los Procesos por Irradiación Gamma, aunque para ello debe
ser separado químicamente de los demás productos de
fisión que lo acompañan en el combustible nuclear
agotado. Este procedimiento
químico, engorroso y caro ha limitado la popularidad del
137Cs como fuente de radiación gamma para los Procesos por
Irradiación; aunque en los últimos tiempos su uso
se ha incrementado (McLaughlin et al., 1989).

Otro radionúclido, el 60Co, se obtiene en el
reactor nuclear como un producto de transición y no como
un producto de fisión. La reacción nuclear
59Co(n,()60Co* es utilizada para el control del flujo de
neutrones en la zona activa de reactores nucleares de
tecnología de agua
pesada.

El radionúclido 60Co decae radioactivamente al
isótopo estable 60Ni, emitiendo radiación (- de
baja energía, con un período de
semidesintegración de 5.2714 años (NCRP, 1985a). El
proceso se acompaña por la desexcitación del 60Co
con la emisión de dos cuantos gamma con energía de
1.17 y 1.33 MeV y eficiencia de
100% para ambos. El cobalto es un metal insoluble en agua y con
un alto punto de fusión por
lo que resulta muy eficaz para una fuente de radiación
gamma de alta intensidad.

Con estas características el
radionúclido 60Co ha demostrado en la práctica ser
la más conveniente fuente de radiación gamma para
el desarrollo tecnológico e industrial de los Procesos por
Irradiación.

Entre los más de 1000 radionúclidos
emisores de radiación gamma, sólo existe otro
conveniente para los Procesos por Irradiación; el 137Cs ya
mencionado. Usualmente, al separarlo del combustible nuclear
agotado, se obtiene en forma de Cloruro de Cesio. Este forma
iónica, soluble en agua, constituye la mayor desventaja
para su uso en estos fines.

El 137Cs decae al isótopo estable 137Ba,
emitiendo un cuanto gamma de 0.662 MeV y radiación (- de
baja intensidad, con semidesintegración de 30.00
años (NCRP, 1985a). La eficiencia de la emisión
fotónica es de 85%. En cada acto de desintegración
se emite una energía electromagnética
de:

P(137Cs)= (0.662(0.85)(106 eV =
0.91(10-13 J

es decir unas 4 veces menor que la emitida por el
60Co (P(60Co) = 4(10-13 J). Esto unido a su alto período
de semidesintegración (5.7 veces mayor que el del 60Co)
constituye una importante ventaja para cierto tipo de
instalaciones de irradiación, como es el caso de las
instalaciones autotransportables. Para el procesamiento
radiacional la fuente de electrones que se utiliza son
aceleradores de electrones capaces de dar haces de alta potencia en el
rango energético de 0.2 a 10 MeV. Cientos de aceleradores
están en uso en la actualidad para el procesamiento de
numerosos y variados productos, así como para la
investigación y desarrollo tecnológico, los mayores
son capaces de dar potencias superiores a los 100 kw. Debido a
esto los aceleradores alcanzan altas potencias de dosis lo que
permite impartir altas dosis en poco tiempo; pero dado la poca
penetración de los haces de electrones, estas dosis quedan
en la capa superficial del material.

La aplicación primaria de los aceleradores es
para modificación de polímeros, como es el
entrecruzamiento de las cubiertas aislantes de cables y alambres
o el curado de capas poliméricas. Estos productos en forma
de capas se pueden deslizar bajo el haz de electrones a altas
velocidades (2 a 10 ms-1). Aunque se puede lograr un proceso
eficiente irradiando por una cara del producto, resulta ventajoso
irradiar por ambas caras para aumentar la homogeneidad y permitir
el procesamiento de productos más grueso (Rodrígues
& Farrell, 1983).

El principio común a todos los aceleradores,
es que electrones emitidos de un cátodo son acelerados en
alto vacío mediante Fuerza de
Lorentz, con uno o más pasos de aceleración se
alcanza la velocidad
esperada, luego de lo cual se dirigen hacia la ventana de salida
mediante el mismo tipo de fuerzas. Los electrones deben atravesar
el delgado metal de la ventana y la capa de aire subsiguiente
antes de incidir en el producto a tratar. Por esto un mismo
acelerador puede trabajar a diferentes valores de
energía dentro de un determinado rango.

Para los fines del Procesamiento por Irradiaciones
los aceleradores se diseñan de forma que el haz emitido se
extienda en su ancho, alcanzado entre 30 y 200 cm según el
diseño
del acelerador, ya sea por el método de
barrido magnético del haz o usando un cátodo
extendido (Aaronson & Nablo, 1985).

Los aceleradores utilizados pueden ser de corriente
continua o pulsados (Sivinski & Sloan, 1985); pero por encima
de los 4 MeV sólo se utilizan pulsados. A estas
energías el haz se extiende solamente por barrido
magnético (Bly, 1985). Aunque en estos se puede lograr
promedios de potencia de dosis del orden de la potencia en
corriente continua, la potencia de dosis en el pico del haz
pulsado, es mucho más compleja y mucho mayor debido a los
efectos combinados del barrido y el pulsado (Sivinski &
Sloan, 1985).

Para los Procesos por Irradiación la
única fuente de rayos X de utilidad es la
radiación de frenado obtenida de los aceleradores de
electrones al hacer incidir el haz en un blanco metálico
de alto número atómico especialmente enfriado. Las
potencias de dosis que se alcanzan pueden ser hasta 100 veces las
de las fuentes de cuantos gamma, y esta radiación de
frenado puede ser usada, en principio, para irradiar con buena
uniformidad productos de mayor grosor que los que se procesan en
instalaciones con 60Co (Farrell et al., 1983).

La baja eficiencia conque los electrones brindan
radiación de frenado ha limitado el interés
industrial por esta fuente y su uso primario han sido
investigaciones y estudios tecnológicos (McLaughlin et
al., 1989). La actual disponibilidad de aceleradores de
electrones muy potentes ha renovado el interés de las
fuentes de rayos X para los Procesos por Irradiación,
siendo el problema central la eficiencia, que abarca tanto la
eficiencia en la producción del haz de electrones, como la
de estos para brindar radiación de frenado.

Dosis de Absorción
y Dosimetría para los Procesos por
Irradiación

Casi desde el descubrimiento de los rayos X y la
radioactividad, surgió la metrología de la
radiación ionizante. No podía ser de otro modo pues
los estudios sobre la naturaleza y propiedades de las radiaciones
y los radionúclidos que las emiten, requieren cuantificar
y medir estas propiedades y sobre todo sus
efectos.

En medicina, aún antes de que los
físicos pudieran comprender la naturaleza de las fuerzas y
energías nucleares y mucho menos pretender su uso
controlado, se usó el poder penetrante de los nuevos
"rayos" para radiografías y otros diagnósticos. Se
pensó que la radiación era una panacea y se
usó para tratar todo tipo de padecimiento, a menudo sin
éxito y
no pocas veces con fatales consecuencias. Al mismo tiempo los
pioneros que trabajaban con la radiación y la
radioactividad aprendieron, desgraciada- mente a sus expensas,
que la radiación puede dañar el tejido
biológico.

Este recuento triste nos legó dos aspectos
positivos, si se daña el tejido biológico es
necesario protegerse y surgió la Protección
Radiológica, si se daña el tejido biológico
se pueden destruir los tumores y tratar otros males y
surgió la radioterapia y la medicina nuclear. Por supuesto
que estos nuevos campos exigen la medición de las
magnitudes asociadas a la radiación y sus efectos lo que
conllevó al desarrollo de un nuevo campo de la
metrología de la radiación, la Dosimetría,
es decir la medición de las dosis de
radiación.

La magnitud física de mayor relevancia en este
contexto es la Dosis de Absorción. Se define como Dosis de
Absorción (ICRU, 1980; NCRP, 1985b; Mann, et al., 1980) la
energía, dE, impartida por la radiación a una
cantidad infinitesimal de materia dividida por la masa, dm, de
dicho infinitésimo de materia:

donde D es la simbología para la Dosis de
Absorción.

Esta magnitud se expresa en joule por kilogramo
(JKg-1), y su unidad en el Sistema
Internacional de Unidades (SI) se denomina Gray (que se abrevia
Gy), en honor a uno de los pioneros de la física
radiacional el Dr. L.H.Gray.

Esta definición es rigurosa y estrictamente se
refiere a la Dosis de Absorción en un punto de la materia
irradiada. Para poder determinar su valor, i.e. medir , se
requiere colocar un sensor de "pequeño" volumen en el
campo radiacional, con lo cual se obtiene el valor promedio sobre
una masa finita, en este caso la masa del sensor. La Dosis de
Absorción como valor promedio de la energía
absorbida por la masa de un material dado, sobre un
pequeño volumen del mismo es el concepto
práctico de esta magnitud y la forma en que esta se valora
en sus diferentes campos de aplicación.

La dosis es una magnitud de especial importancia,
pues permite cuantificar la energía cedida por la
radiación al material en su interacción con este, energía que
está directamente relacionada con los cambios que ocurren
en dicho material.

Tabla 1.- Magnitudes de
Radiación

La dosis de absorción por unidad de tiempo, es
decir la energía de la radiación absorbida por
unidad de masa y por unidad de tiempo se denomina Potencia de
Dosis de Absorción:

donde PD es la simbología para la Potencia de
Dosis de Absorción. Esta magnitud se expresa en Gray por
segundo (Gy s-1), aunque en campos continuos de radiación
también se expresa en Gray por minuto (Gy min-1) o en Gray
por hora (Gy h-1). Esta magnitud se denomina "Absorbed Dose Rate"
en idioma inglés,
por lo que algunos autores la han llamado "Razón de Dosis
de Absorción" o "Tasa de Dosis de Absorción" en
idioma español, a
pesar del análisis dimensional de la
misma.

Referente a la energía de la radiación
transferida a la materia, i.e. a un material dado, existen otras
dos magnitudes físicas, que consecuentemente están
relacionadas con la dosis de absorción. La primera, cuya
concepción data de los inicios de la física de las
radiaciones y antecedió a la dosis de absorción, es
la Dosis de Exposición o simplemente Exposición
como se le denomina en la actualidad (ICRU, 1980; NCRP, 1985b).
La Exposición caracteriza la carga iónica producida
en el aire por la radiación ionizante y se define como la
carga total dQ, de iones de un mismo signo eléctrico,
producida en aire seco cuando todos los electrones liberados por
los fotones en una cantidad infinitesimal de aire seco de masa
dm, son completamente detenidos en el aire:

donde X es la simbología para la
Exposición (antes Dosis de Exposición).

También esta magnitud se promedia sobre una masa
finita de aire seco para los efectos prácticos,
considerándose la carga inducida promedio por unidad de
masa de aire seco. La unidad de esta magnitud es el coulomb por
kilogramo (C kg-1). Anteriormente esta magnitud tenía como
unidad el röentgen, R, en honor al descubridor de los rayos
X; que en unidades SI se expresa: 1 R = 2.58 104 C kg-1. La
exposición por unidad de tiempo se denomina Razón
de Exposición (Antes Potencia de Dosis de
Exposición). Conversiones entre los valores de
exposición a valores de dosis de absorción en un
material específico son posibles a la luz de la
teoría
de Bragg-Gray (Gray, 1936; ICRU, 1938). En efecto esta
teoría desarrollada para la medición de la
energía de la radiación mediante métodos de
ionización permite relacionar la corriente de
ionización por unidad de masa con la energía
absorbida por unidad de volumen en una cavidad pequeña de
aire seco (McLaughlin, et al. 1989), la cual se relaciona con la
dosis de absorción considerando los parámetros del
aire y la radiación en cuestión, e.g. densidad, carga
de ion, poder de ionización, etc.

La otra magnitud a que hicimos referencias es la Dosis
de Absorción Cinética, la cual caracteriza la
energía cinética de las partículas cargadas
producida en el material por la radiación fotónica.
Esta magnitud se denomina Kerma, del idioma inglés Kinetic
energy relased to matter, y se define como (ICRU, 1980; NCRP,
1985a; Mamm et al., 1988). la energía cinética,
dEk, de todas las partículas cargadas (iones) producidas
por la interacción fotónica en una cantidad
infinitesimal de materia, dividida por la masa, dm, del
mismo:

donde K es la simbología para la Kerma. La unidad
de la Kerma es el Joule por kilogramo (J kg-1) igual que para la
dosis de absorción, y también se denomina Gray
(Gy).

Por definición la magnitud Kerma sólo es
válida para fotones, para las partículas cargadas
e.g. electrones; la energía cinética inducida se
calcula a partir de otras magnitudes (ICRU, 1984 a y b). La
Potencia de Energía cinética inducida por la
radiación se denomina Potencia de Kerma y se define como
la Kerma por unidad de tiempo:

donde PK es la simbología para la Potencia de
Kerma y su unidad es la misma que para la potencia de dosis de
absorción.

Cuando el material en el cual se induce la
energía cinética es el aire, tendremos la Kerma
para el aire, Kaire, que es la expresión energética
equivalente de la exposición X, excepto que incluye
también la energía cinética gastada en
radiación de frenado (bremsstrahlung), y tenemos
que:

donde; Waire es la energía promedio impartida por
la radiación al aire por par iónico formado, e es
la carga del electrón, y b es la fracción de
energía gastada en bremsstrahlung.

La relación entre la Kerma y la dosis de
absorción es más compleja. De hecho estas dos
magnitudes coinciden en la medida en que la energía
impartida por la radiación fotónica a la materia se
transforme en energía cinética de las
partículas cargadas. Esta condición se alcanza en
el equilibrio
electrónico descrito en la teoría de Bragg-Gray
como la situación en la cual la energía
cinética de los electrones (u otras partículas
cargadas) que entran a un volumen infinitesimal en un material
sometido a la acción de las radiaciones, excluyendo la
energía de reposo, iguala la energía
cinética de los electrones (u otras partículas
cargadas) que emergen de dicho volumen.

La metrología de la radiación considera un
concepto mucho más amplio de magnitudes físicas. En
la tabla 1 se listan las magnitudes de radiación, ellas
caracterizan el campo radiacional, la interacción de la
radiación con la materia y la dosimetría (ICRU,
1980; 1982 y 1984a).

Para los Procesos por Irradiación la magnitud a
considerar es la dosis de absorción ya que ella constituye
el parámetro tecnológico fundamental para la
proyección y control del proceso. En efecto los cambios
que se producen en el material son consecuencia de la
energía absorbida por el mismo durante la
irradiación, la que se efectúa deliberadamente para
alcanzar cambios deseados en el material. La posibilidad de
conformar estos cambios está dada en la medida en que se
puedan controlar las condiciones de irradiación y la dosis
de absorción i.e. en la medida en que se pueda
caracterizar y medir la dosis de absorción.

Esto último es el objeto de la Dosimetría
para los Procesos por Irradiación y así se explica
no sólo la razón e importancia de su surgimiento,
sino también por qué una nueva y pujante
tecnología exige su constante desarrollo. Ya
señalamos el papel insustituible de la Dosimetría
para los Procesos por Irradiación en la gestación
de un proceso desde el laboratorio hasta la industria y el
control tecnológico. Es precisamente este carácter
tecnológico e industrial es el que le confiere personalidad
propia a la Dosimetría para los Procesos por
Irradiación.

Cierto es que en este campo se trabajan valores de dosis
de absorción y de potencia de dosis superiores a los que
habitualmente se trabajan en Dosimetría para Radioterapia
y Dosimetría para Protección Radiológica y
por ello en sus inicios se designó este campo con el
nombre de "Dosimetría de Altas Dosis" (ICRU, 1969; Holm
& Berry, 1970; ASTM, 1984; IAEA, 1985); para especificarlo
dentro de la disciplina más general, la Dosimetría.
Esta designación adolecía de varios defectos y no
fue completamente aceptada, poco a poco se impuso la
designación de Dosimetría para los Procesos por
Irradiación (ASTM, 1988; McLaughlin et al., 1989; IAEA,
1991), la cual fue adoptada por el OIEA en 1990.

Esta designación sí ha tenido un consenso
general y refleja los aspectos inherentes a esta disciplina
científica, tal como que en procesos industriales donde el
tratamiento radiacional impacta directamente en la salud
pública la Dosimetría para los Procesos por
Irradiación debe ofrecer mediciones exactas y precisas de
la dosis de absorción y el medio oficial para la
regulación y aprobación del uso del producto. De
hecho la Dosimetría para los Procesos por
Irradiación debe proveer los medios y vías para el
control de la calidad de las
producciones industriales donde interviene la radiación e
incorporarse al programa integral
de calidad de dichas producciones, previo a que los productos
correspondientes sean liberados para su comercialización.

Detección y
Medición de la Dosis de Absorción. Sistemas
Dosimétricos

La dosis de absorción en un punto real de un
material específico puede ser medida introduciendo en el
mismo un sensor adecuado, que designamos Dosímetro. El
dosímetro tiene que estar calibrado para permitir la
comparación, i.e. la medición. Cuando un
dosímetro se coloca en un medio material durante el
proceso por irradiación, él constituye una
discontinuidad en el medio, llamada cavidad, ya que el
dosímetro generalmente difiere del medio en densidad y
número atómico, por tanto en sus propiedades de
absorción radiacional. La energía absorbida en el
dosímetro no será, en principio, igual a la
absorbida en el medio. La dosis de absorción que es
importante para los Procesos por Irradiación es por
supuesto la dosis absorbida en el material irradiado.

Para el cálculo de
relación entre las dos dosis de absorción se han
desarrollado teorías
de la cavidad tanto para la irradiación fotónica
(Burlin, 1966 a y b), como para la irradiación electrónica (Horowitz, 1981). Así
podemos introducir factores de corrección en la forma: DM
= f DS

donde f factor de corrección; DM dosis en el
material y DS dosis en el sensor. El cálculo de f difiere
para la radiación fotónica y la electrónica,
dado que la forma de interacción con la materia es
diferente para ambos tipos de radiaciones (ICRU, 1969 y 1984a);
pero el valor obtenido es similar en ambos casos, pues depende de
las características del material y no del tipo de
radiación. Con frecuencia el valor de f difiere de la
unidad en un intervalo menor que el error experimental de la
medición, en particular si el material y el sensor son de
composición similar y el volumen de la cavidad (sensor) es
pequeño comparado con el del material. Estas
consideraciones se aplican a un sensor homogéneo, rodeado
del material. En la práctica el material del sensor
está aislado del medio mediante una cubierta, pared. El
efecto del material de la pared sobre el valor de dosis puede ser
despreciado si el grosor de esta es "delgado" i.e. si el grosor
es mucho menor que el rango de los electrones secundarios. Si no
se cumple dicha condición, hay que considerar un tercer
valor de dosis, la dosis en la pared, y hacer las correcciones
para calcular la dosis en el medio introduciendo otro factor de
corrección. La contribución de la pared no
está bien determinada en el caso de que su grosor sea del
orden del rango de los electrones secundarios (Miller &
McLaughlin, 1982).

Otro factor de corrección a considerar surge, no
por diferencias entre los medios sino por la naturaleza de la
interacción fotónica con la materia. Este es el
llamado factor de incremento (Build-up factor) y toma en cuente
el incremento en la potencia de flujo, o en la potencia de dosis,
debido a la creación de radiación gamma secundaria
en medio debido a la dispersión inelástica,
Dispersión de Compton, interacción predominante
para fotones gamma de hasta varios MeV de energía.
Lógicamente los cálculos para este factor se basan
en la Teoría de Transporte y
han sido detalladamente explicados (Monowitz et al., 1964) y
convenientemente tabulados (Fitzgerald et al., 1967).

Fuentes de 60Co y de 137Cs de alta actividad pueden
usarse para calibrar dosímetros a altas dosis. Los
dosímetros deben ser calibrados en condiciones de
equilibrio electrónico logradas con buena
aproximación. Para la radiación gamma del 60Co
condiciones de buena aproximación al equilibrio, en un
pequeño volumen, pueden ser logradas dentro de unos 0.5g
cm-2 del material. Para el 137Cs la masa por unidad de
área para lograr esas condiciones es aproximadamente la
mitad de la requerida con el 60Co. Por supuesto que para la
calibración no es suficiente la disponibilidad de la
fuente de radiación, es necesario disponer de la
referencia o elemento de comparación, es decir se requiere
el patrón de dosis de absorción. En
dosimetría tales elementos de comparación no se
alcanzan como elementos aislados, sino como un conjunto que es el
que permite en su totalidad establecer el valor de referencia
requerido. Tratándose de conjuntos de
elementos debemos hablar en términos de
sistemas.

La dosis de absorción en un material dado puede
ser calibrada en un campo radiacional conocido para una geometría fija en condiciones de equilibrio
electrónico aproximado manteniendo controlados factores
externos como temperatura y
humedad si fuera necesario. De esta forma la respuesta del
dosímetro puede ser estudiada en dependencia de la dosis y
se pueden establecer los cambios en la señal de respuesta
del dosímetro como función de
la dosis de absorción, Función de
Calibración. La función de calibración
puede establecerse en forma de relaciones funcionales entre los
valores o, incluso, en forma analítica.

Al evaluar la señal respuesta del
dosímetro involucramos métodos y dispositivos que
en su conjunto permiten determinar la lectura del
dosímetro, consecuentemente la medición de la dosis
de absorción se realiza mediante un sistema que
designamos:

Sistema Dosimétrico: Los Sistemas
Dosimétricos comprenden el sensor o dosímetro, los
métodos y dispositivos para determinar y evaluar la
respuesta a dosis del sensor y la función de
calibración que lo caracteriza. La función de
calibración del Sistema Dosimétrico debe estar
referida a la dosis de absorción en el material irradiado,
o referida a la dosis de absorción en agua, y no a la
dosis en el material del dosímetro, para que la
medición tenga verdadero sentido y sus valores expresen el
parámetro de interés.

De acuerdo al principio de medición empleado los
sistemas dosimétricos pueden ser físicos o
químicos. Esta división formal como toda
división en campos comunes de las ciencias
naturales, considera la naturaleza de la variación
inducida por la radiación ionizante que se utilizan para
determinar la dosis de absorción. Cuando esta
variación es física i. e. cambios en la temperatura
o propiedades eléctricas tenemos sistemas
dosimétricos físicos, como es el caso de los
sistemas calorimétricos, por cámara de
ionización o de semiconductores.
Cuando esta variación es química i. e. cambios en
el equilibrio de oxidación-reducción, roturas del
enlace
químico o radiólisis en general tenemos
sistemas dosimétricos químicos. Estos se clasifican
a su vez en líquidos, i. e. soluciones
acuosas de reactivos inorgánicos fundamentalmente, aunque
existen algunas soluciones orgánicas como la de Etanol
clorobenceno y las soluciones de tintes orgánicos
radiocrómicos; y en sólidos, que consisten en lo
fundamental en materiales
inorgánicos cristalinos o materiales orgánicos
ordenados e incluyen soluciones sólidas de tintes
radiocrómicos (materiales teñidos).

Calibración
de campos radiacionales e intercomparaciones de mediciones de la
Dosis de Absorción. Sistemas Dosimétricos de
Referencia. Traceabilidad de las mediciones

Patrones primarios para la medición de dosis de
absorción a altos valores de dosis no han sido aún
establecidos. La referencia metrológica para la dosis de
absorción son los Patrones de Referencia para
dosimetría a altas dosis, Laboratorios de
Metrología de algunos países han desarrollado
patrones de este tipo ( McLaughlin et al., 1989).

Un Sistema Dosimétrico de Referencia se define
como un sistema dosimétrico de alta calidad
metrológica, que haya sido calibrado por un patrón
de referencia en condiciones tales que su respuesta no se influya
por factores externos. Dicha señal de respuesta debe ser
medible con precisión y tiene que tener una
relación funcional bien definida con la dosis absorbida.
Pueden servir como Sistema Dosimétrico de Referencia,
sistemas basados en calorimetría, en cámara de
ionización y el sistema dosimétrico de Sulfato
Ferroso, Fricke (IAEA, 1985; MacLaughlin et al.,
1989).

Los Sistemas Dosimétricos Calorimétricos
se consideran con justicia, los
sistemas primarios de referencia en dosimetría ya que no
es necesario calibrarlos respecto de otro sistemas de
medición de dosis. En efecto en un calorímetro se mide la cantidad total de
energía depositada en forma de calor en una masa
térmicamente aislada. Esta medición de la cantidad
de energía por unidad de masa, impartida por la
radiación ionizante da directamente el valor de la dosis
de absorción. El sistema dosimétrico
calorimétrico se completa con las termocuplas o los
termistores para medir las variaciones de temperatura y los
dispositivos termoeléctricos de calibración del
calor absorbido.

Los Sistemas Dosimétricos de Cámaras de
Ionización consisten en una cavidad llena de gas rodeada de
paredes conductoras de electricidad,
dentro de la cavidad hay un electrodo colector sobre el que se
mantiene una diferencia de potencia respecto de las paredes. El
colector y las paredes se conectan a un electrómetro para
medir la corriente de saturación lo que se relaciona con
la dosis de absorción con la teoría de Bragg-Gray
(Gray, 1936; ICRU, 1938). Las cámaras de ionización
son usualmente calibradas en un campo radiacional conocido y en
términos de la Kerma en aire, también se han
calibrado en términos de la exposición o de la
dosis de absorción en un medio específico
(generalmente aire o agua). Estos sistemas han sido utilizados
como patrones de referencia primarios y secundarios,
fundamentalmente en dosimetría para protección
radiológica y para radioterapia, pues permiten mediciones
rápidas y precisas sobre un amplio rango de dosis y
potencias de dosis (Boag, 1977; Knoll, 1979). Su uso para los
procesos por irradiación se ve limitado por la selección
de los materiales para su construcción dado el deterioro inducido por
la radiación en los materiales aislantes y en ciertos
conductores plásticos;
sin embargo se han desarrollado cámaras de
ionización de pequeño volumen, que dan una
sensibilidad apropiada para el trabajo a
altas dosis (Boag, 1987).

El Sistema Dosimétrico de Sulfato Ferroso,
conocido como dosímetro Fricke en honor al Dr. Hugo Fricke
(Fricke & Morse, 1927; Fricke & Hart, 1966) está
reconocido como patrón secundario de referencia para
dosimetría de altas dosis (ICRU, 1969; ASTM, 1984; IAEA,
1985) y es ampliamente usado en Dosimetría para los
Procesos por Irradiación con fines de calibración.
Es un dosímetro químico en solución acuosa y
se basa en la oxidación de los iones ferrosos a
férricos por la acción de la radiación. Es
razonablemente estable antes y después de la
irradiación, y es equivalente con muy buena
aproximación, al agua y a los tejidos
biológicos ligeros en cuanto a densidad, número
atómico y propiedades de absorción fotónica
y electrónica i.e. son equivalentes en cuanto a la dosis
de absorción. el sistema tiene muy buena señal de
respuesta siendo la concentración de iones férricos
producidos prácticamente proporcional a la dosis de
absorción; pero en un intervalo limitado de valores de
dosis de 40 a 400 Gy. La medición se hace habitualmente
por métodos espectrofotométricos,
disponiéndose de una relación funcional bien
establecida entre el incremento en la absorbancia, medido a una
temperatura dada y la dosis de absorción. Se han reportado
métodos potenciométricos para determinar la
concentración de iones férricos en la
solución irradiada (MacLaughlin & Bjergbakke, 1973;
Bridi & Buchtela, 1975).

Un Sistema Dosimétrico para Transferencia se
define como un sistema dosimétrico suficientemente preciso
y estable para que una vez calibrado respecto de un patrón
de referencia puede ser transportado hasta la instalación
de procesamiento radiacional para realizar una cuidadosa evaluación
de la dosis y/o calibrar los sistemas dosimétricos de
rutina en uso en la instalación.

Los Sistemas Dosimétricos de EPR-Alanina,
Etanol-Clorobenceno y algunas de las películas
radiocrómicas son muy convenientes para transferencia. En
ciertas circunstancias pueden servir como dosímetro de
transferencia los sistemas dosimétricos químicos de
solución acuosa como son los Sistema Dosimétrico de
Sulfato Cérico y el Sistema Dosimétrico de
Dicromato, en sus diferentes formas.

Un Sistema Dosimétrico de Rutina es un sistema
dosimétrico que se usa rutinariamente en una
instalación de irradiación, generalmente el mismo
debe ser frecuentemente calibrado contra un sistema de referencia
o al menos uno para transferencia . No se le exigen especiales
cualidades de precisión o estabilidad y pueden tener
reproducibilidad de hasta 10%.

Estas diferentes categorías de sistemas
dosimétricos persiguen el objetivo central de la
dosimetría , es decir su aseguramiento metrológico.
Este se logra mediante calibración e
intercomparación de las mediciones de forma de vincular
los valores de dosis de absorción obtenidos con los
patrones de referencia y establecer la traceabilidad de las
mediciones "in-situ" hasta los valores de los patrones de
referencia metrológicos desarrollados.

Dichos patrones de referencia para dosimetría a
altas dosis, consisten en campos radiacionales bien calibrados y
sistemas de medición que pueden ser usados para determinar
e intercomparar los valores de dosis de absorción con
incertidumbre menor de 1.5 % ( 1 ), tanto en campos
fotónicos como electrónico y para altos valores de
dosis y potencia de dosis, y han sido desarrollados en
laboratorios nacionales de países como EUA, Inglaterra y
Dinamarca (McLaughlin, 1981; Ellis, 1981; Sharpe et al., 1985;
Burns & Morris, 1989; Miller, 1994).

La calibración de los sistemas
dosimétricos de las Instalaciones de Irradiación,
tanto industriales como de estudios o investigación, puede
hacerse por diversas vías mediante la
intercomparación de mediciones de la dosis de
absorción usando diferentes categorías de Sistemas
Dosimétricos. Lo importante en cualquier caso es
garantizar la traceabilidad de las mediciones hasta los valores
de los patrones de referencia. La vía más expedita
es llevar el valor de referencia a la Instalación mediante
un sistema dosimétrico para transferencia, siendo muy
común intercomparar los valores para el sistema
dosimétrico en uso en la instalación, con sus
valores en otra instalación, previamente conectada
(calibrada) con el valor de referencia.

Recientemente la OIEA comenzó a brindar un
servicio de
aseguramiento del valor de dosis (IAEA Dose Assurance Service,
IDAS ) con el propósito de asegurar las mediciones de
dosis en los estados miembros y de proveer a las autoridades
sanitarias nacionales de los elementos de confianza de que los
productos reciben las dosis específicas (Mehta, 1994). El
aseguramiento se presta mediante servicio postal, usando para
transferencia dosímetros de alanina, suministrados y
analizados por GSF (Regulla & Deffner, 1981; 1982;
1985).

Influencia de
factores externos en las mediciones de Dosis de
Absorción

La influencia de factores externos sobre las
mediciones de dosis de absorción depende ante todo de las
características del sistema dosimétrico en
particular. En Dosimetría para los Procesos por
Irradiación muchas aplicaciones plantean exigencias
adicionales a los sistemas dosimétricos, tanto de
referencia como de rutina y estas no pueden ser siempre cubiertas
en la calibración del sistema (McLaughlin et al.,
1989).

Ciertamente un sistema dosimétrico puede ser
calibrado en condiciones controladas e. g. temperatura constante,
potencia de dosis constante, espectro energético uniforme,
etc.; sin embargo en la práctica estas condiciones no
sólo son variables,
sino que no pueden ser controladas lo que conlleva variaciones o
desviaciones en los valores de dosis obtenidos. Consecuentemente
cada uno de estos factores influirá en el valor final
obtenido y dicha influencia deberá ser considerada
(Fernández Miranda & Vizoso, 1992).

Los factores externos pueden ser de tipo meramente
ambiental, iluminación, temperatura, humedad y
concentración de oxígeno
en el medio del dosímetro; relacionados con la distribución energética del campo
radiacional, factores geométricos, potencia de dosis y
dependencia energética. Si el sistema dosimétrico
es sensible a los cambios en los factores externos, las
desviaciones en la respuesta del dosimétro pueden ser
evaluadas (Mclaughlin et al., 1989). Esto es de especial
importancia dado que una buena precisión no garantiza la
exactitud de la medición.

La influencia de los factores externos se
evalúa en forma de factores de corrección a la
respuesta del dosímetro, que lógicamente
serán característicos para cada sistema en
cuestión. Desgraciadamente estos factores de
corrección no pueden ser expresados siempre en forma
analítica, además en la práctica del
procesamiento radiacional no sólo frecuentemente el
parámetro externo correspondiente ( temperatura,
luminosidad, potencia de dosis, etc.) resulta variable e
inhomogéneo; sino que incluso puede ser imposible realizar
mediciones del mismo.

Es importante comprender que los factores meramente
ambientales influyen la lectura del
dosímetro tanto antes de la irradiación (
preparación y almacenamiento),
como durante la irradiación (condiciones de
irradiación) y posteriormente (conservación y
lectura). Los factores relacionados con la distribución
energética del campo radiacional sólo pueden
influir durante la irradiación.

Determinación
de la incertidumbre en las mediciones de Dosis de
Absorción

La determinación de la incertidumbre en la
medición en Dosimetría para los Procesos por
Irradiación es similar a la que se realiza en otras ramas
de la metrología (ISO, 1992b;
NIST, 1993) en particular lo referente a la evaluación,
procesamiento y expresión de las mismas.

La cadena metrológica entre los patrones de
referencia y las mediciones de dosis de absorción en la
práctica del proceso, Traceabilidad de la medición,
consta de pasos específicos que aportan tanto
incertidumbre aleatoria como sistemática, lo que significa
discrepancia entre los valores de dosis estimados o esperados y
los obtenidos en la medición (Eisenhart et al., 1983;
McLauglin et al., 1989). Esto significa que la medición no
estará completa si junto con el valor obtenido no se
expresa numéricamente su incertidumbre ( NIST,
1993).

Las mediciones de dosis de absorción, tanto a
nivel de patrón de referencia como de control de procesos,
son susceptibles de ser evaluadas con los métodos
estadísticos de procesamiento de
datos correspondientes a cada caso. De hecho así se
debe proceder tal y como se establece en las normas
metrológicas. Ha sido señalado que en los Procesos
por Irradiación comercialmente establecidos (McLaughlin et
al., 1989), errores dosimétricos superiores al 10% pueden
ser considerados excesivos para ciertos productos, mientras que
mejorar la exactitud a menos del 5% puede resultar impracticable
en el estado
actual de cosas.

La exactitud y la precisión son conceptos
básicos para caracterizar la medición de cualquier
magnitud y su incertidumbre. La exactitud (a) es el estimado
numérico de la proximidad en la concordancia entre el
resultado de una medición y el valor verdadero, aunque
desconocido, de la magnitud medida. La precisión (p)
expresa la proximidad de los resultados de mediciones seriadas de
cualquier magnitud y se cuantifica mediante la desviación
estándar del conjunto de mediciones, incluye la
reproducibilidad y la repetibilidad de dicho
conjunto.

En Dosimetría para los Procesos por
Irradiación la exactitud está determinada por la
traceabilidad de la medición, y es la suma de las
incertidumbres sistemáticas que ocurren en cada paso de la
cadena metrológica, hasta el valor de dosis de
absorción en la posición geométrica exacta
seleccionada en el campo radiacional de calibración para
el sistema dosimétrico de referencia considerado, valor
que tiene incluido su estimado de incertidumbre
correspondiente.

La precisión en dosimetría está
asociada con la variación aleatoria de la respuesta del
dosímetro, para todos los tipos de sistemas
dosimétricos. De ahí que la introducción o
asimilación de un sistema dosimétrico exija los
estudios de reproducibilidad y repetibilidad para establecer su
calibración en las condiciones dadas.

Los sistemas dosimétricos de referencia
calibrados en campos radiacionales conocidos en los laboratorios
nacionales de referencia presentan una señal de respuesta
con una incertidumbre pequeña, deseablemente del 1.5%, la
cual es la incertidumbre combinada de la exactitud y la
precisión alcanzadas en estas calibraciones realizadas en
las mejores condiciones metrológicas (Humphreys et al.,
1988). La incertidumbre en una medición dosimétrica
está asociada con la función de respuesta o curva
de calibración, y lógicamente se basa en el
método de los mínimos cuadrados aplicado a la
exactitud y precisión de su obtención. Así
tenemos que al leer la respuesta de un dosímetro
calibrado, pero en un campo desconocido, i.e. condiciones de
control rutinario principalmente, tendremos que la lectura indica
un valor de dosis D según la curva correspondiente de
calibración y este valor tendrá una incertidumbre,
u, dada por:

u= (a2 + p2)1/2

Usualmente este valor de incertidumbre se verá
incrementado por incertidumbres adicionales, denominados "bias" y
que surgen debido al uso del Sistema Dosimétrico en
condiciones que no reproducen exactamente las consideradas en su
calibración.

Los factores que incrementan la incertidumbre los
hemos considerado en los epígrafes anteriores, lo
importante es valorarlos en su justa medida para realizar
correctamente la medición metrólogica de la dosis
de interés.

Finalmente debemos considerar brevemente el
incremento adicional de la incertidumbre en la medición de
la dosis de absorción, o "bias" (ASTM, 1990). Tres
diferentes posibilidades deben ser consideradas: (McLaughlin et
al., 1989)

1. La reproducibilidad del dosímetro resulta
más dispersa en las nuevas condiciones; pero la
función respuesta no se altera i.e. la exactitud se
mantiene inalterable. Si se pudiese hacer un estimado de la
incertidumbre aleatoria, p, entonces se podrá calcular la
nueva incertidumbre en la medición usando la
expresión cuadrática.

2. Hay alteración en la función
respuesta, i.e. en la exactitud; pero no hay variación en
la precisión, caso inverso y menos habitual, se puede
lograr un estimado de la incertidumbre de la medición. Un
estimado y no un cálculo pues se implican hipótesis y suposiciones no necesariamente
válidas y en ocasiones no verificables lo que nos obliga a
sobrestimar la incertidumbre, a menos que se logren nuevas
comparaciones con los patrones.

3. La alteración en la función
respuesta, la exactitud, es conocida i.e. se sabe cual es su
variación y por que. En este caso se puede, y se debe
aplicar un factor de corrección, f, a la señal del
dosímetro. De esta forma se podrá calcular la
incertidumbre real de la medición usando la
expresión cuadrática.

Aunque en la exposición de los antecedentes
que hemos realizado hemos mencionado las fuentes de incertidumbre
en la determinación de los valores de dosis de
absorción que explican la causa de las 3 posibilidades
señaladas, no debemos terminar sin referirnos a las buenas
prácticas de irradiación, concretamente a las
correctas prácticas metrológicas consideradas en
las ISO de la serie 9000 (ISO, 1994). La exactitud de la
medición, debido a las incertidumbres sistemáticas
introducidas, se ve afectada por los errores de la instrumentación empleada para la lectura de
la señal del dosímetro e incluso por la
manipulación del operador que efectúa dicha
lectura. Esto añade una contribución apreciable al
"bias" de la incertidumbre.

Cuando se emplean diferentes instrumentos para
obtener la función respuesta y la señal de
dosímetro, incluso si no lo efectúa el mismo
operador se obtienen incrementos en incertidumbres que
sólo pueden ser resueltos mediante la recalibración
correspondiente a los fines de la Dosimetría para los
Procesos por Irradiación. Si se emplean los mismos
instrumentos los errores pueden surgir debido a inestabilidades,
errores en los componentes u operaciones, o a
la falta de mantenimiento
en la parte instrumental del sistema dosimétrico. Estos
errores pueden ser minimizados con un programa periódico
normalizado de mantenimiento, chequeo y recalificación del
sistema.

Distribución de dosis en la geometría
considerada. Control del Proceso por
Irradiación

Idealmente un proceso por Irradiación se
diseña para irradiar los productos a un valor uniforme de
dosis; pero en la práctica ocurre una variación de
los valores de dosis en la geometría considerada i.e. en
la cámara de irradiación de la instalación.
Consecuentemente lo que se dispone en el volumen de
irradiación es una Distribución de Dosis de
Absorción. Esta distribución de dosis se
verá afectada por la presencia del producto o productos a
irradiar, incluidos el envase y embalaje, y sobre el producto a
procesar se dispondrá de una distribución de dosis
de absorción.

La determinación de la distribución de
dosis sobre el producto se alcanza mediante mediciones y
evaluación estadística de los resultados, que permitan
establecer la región de localización de la dosis
mínima, Dmin, y de la dosis máxima, Dmax, sobre el
producto. La distribución de dosis en la geometría
dada se expresa usualmente en forma de curvas isodósicas,
bien entendido que la misma se afecta según las
características de absorción del producto en
cuestión; por lo que caracterizan a un producto
específico en dicha geometría.

La medición para la distribución de dosis
se realiza colocando dosímetros individuales distribuidos
en todo el volumen del embalaje de un producto, el cual es
irradiado conjuntamente con todos los productos que llenan la
cámara de irradiación para una corrida completa
(McLaughlin et al., 1989). La evaluación
estadística permite establecer no sólo los valores
Dmin y Dmax sino también los valores de dosis medias, y su
zona de localización.

Para un mejor control del proceso por irradiación
se introducen los conceptos de Razón de Uniformidad, como
la relación <Dmax>/<Dmin> y de Dosis Global
Media, como el valor medio de la dosis sobre todas las mediciones
realizadas en el producto. Es importante destacar que la Dosis
Global Media difiere de las dosis medias del producto y que
éstas últimas corresponden a la mediana de la
distribución de dosis.

Por otro lado los requerimientos del proceso
específico son los que determinan los límites
aceptables de dosis para el mismo, usualmente el límite
mínimo de dosis está dado por el valor
mínimo de dosis requerido para lograr los objetivos del
proceso y el límite máximo está dado por el
valor de dosis que podría causar daño al
producto o a su embalaje, o por el valor máximo de dosis
permitido por las regulaciones sanitarias para el producto en
cuestión.

Las facilidades de irradiación se diseñan
de modo que la distribución de dosis tenga la mayor
homogeneidad posible i.e. de modo que las curvas
isodósicas sean lo más "suave" posible y que la
Razón de Uniformidad se aproxime a la unidad.

Para lograr esto se efectúa una
irradiación dinámica donde el producto se somete a la
acción de las radiaciones por diferentes lados, para lo
cual se le hace pasar por la zona de irradiación
sucesivamente en diferentes posiciones o incluso se le hace rotar
en el campo radiacional. Los métodos de
homogeneización de la distribución de dosis sobre
el producto son inherentes a la tecnología de
irradiación y están vinculados con la eficiencia de
la instalación . Es importante comprender que los
resultados de la distribución de dosis sobre el producto
no son extrapolables de instalación a instalación,
ni de producto a producto cuando la forma geométrica de
los mismos varía irregularmente; consecuentemente un mapeo
experimentar de la dosis es recomendable en cada caso. Mediciones
de distribución de dosis en muy variados casos y sus
implicaciones sobre el proceso radiacional están
ampliamente documentadas en la literatura disponible
(Chadwick, 1988; Miller, 1988; McLaughlin et al.,
1989).

Las Instalaciones de Irradiación se designan o
para un proceso y producto específico o para un
número restringido de procesos y productos. Se
prevé además que las mismas brinden una "gran"
cantidad de producto irradiado en un tiempo dado. La
irradiación en dichas instalaciones conlleva un compromiso
entre la salida deseada de producto irradiado y la no uniformidad
en la distribución de dosis que puede ser tolerada por
dicho producto, de acuerdo a los objetivos del proceso y a las
regulaciones vigentes respecto al producto final.

La Dosimetría para los Procesos por
Irradiación tiene como objeto controlar dichos procesos a
través de su parámetro tecnológico
fundamental la dosis de absorción. el control del
procesamiento radiacional considera tres funciones bien
delimitadas a saber: a) Calificación dosimétrica de
una nueva instalación de irradiación (
Calificación de Instalación ),

b) Validación dosimétrica de un nuevo
proceso en una instalación ya establecida
(Validación de Proceso),

c) Control de
Calidad dosimétrica en la operación rutinaria
del proceso validado (Control Rutinario de Proceso),

que en su conjunto permiten garantizar la calidad de los
Procesos por Irradiación y constituyen el Control de
Calidad para los mismos (Fernández Miranda,
1991).

Calificación de
Instalación

El propósito de la calificación
dosimétrica de una nueva instalación de
irradiación es determinada si esta cumple sus
parámetros de diseño, es decir si es capaz de
irradiar la cantidad de producto planteada en el tiempo fijado, a
la dosis requerida con la distribución de dosis
tolerada.

La primera medición a realizar es la
distribución de dosis sobre el embalaje del producto. Debe
hacerse sobre cada uno de los diferentes tipos de productos a
considerar, siempre en las condiciones previstas en la
operación del proceso i.e. a cámara llena para una
comida completa.

Conocida la distribución de dosis sobre cada
producto a procesar se procede a la calibración de la
instalación (Fernández Miranda, 1991). Esto implica
mediciones para determinar la dosis nominal de la misma y la
relación con sus parámetros de operación y
control. La calibración depende de la densidad aparente
del producto, llamada también densidad de cajón o
de embalaje, y de la actividad (o de la corriente del haz de
electrones) presente al efectuarla. La dosis nominal depende del
tiempo total de exposición y consecuentemente del sistema
de movimiento del
producto en la zona de irradiación, lo cual es
válido para ambos tipos de radiaciones; a pesar de las
diferencias en las características de los sistemas de
movimiento. La Calificación de Instalación debe
realizarse periódicamente, nunca más de un
año y debe repetirse siempre que se produzca un cambio en la
instalación, como recargas de la fuente, variación
en la intensidad del acelerador, cambios en el sistema de
movimiento, cambio en los contenedores, o incluso cambios en el
embalaje del producto (McLaughlin et al., 1989).

Validación de
Proceso

El propósito de la validación
dosimétrica de un nuevo proceso en una instalación
calificada es demostrar que cada producto irradiado en un
conjunto de condiciones dadas recibirá una dosis de
absorción comprendida en los limites especificados
previamente para el proceso en cuestión.

En principio cada producto debe ser validado, pero en
la práctica los productos y sus embalajes para el proceso
son similares y por ello se puede hacer la validación por
grupos de
productos.(McLaughlin et al., 1989). La primera medición a
realizar es un mapeo experimental para determinar la
distribución de dosis. Los factores determinantes son la
densidad aparente del embalaje y su distribución
geométrica, si bien en la irradiación gamma influye
más el primero, en la irradiación
electrónica influye más el segundo. Conocida la
distribución de dosis, se ajusta la dosis nominal al valor
exigido por el proceso, y finaliza la validación
garantizando que este valor y su distribución, se
mantendrá en las corridas sucesivas. Esto se logra
repitiendo las mediciones para diferentes posiciones y corridas
del proceso; así además, se determina la varianza
del valor de dosis y se establece la confiabilidad de la
validación (Fernández Miranda,
1992).

Es importante comprender que la medición, y
por tanto la validación, sólo es válida para
la forma y condiciones de irradiación especificada y para
el producto en cuestión en su envase y embalaje
determinado. Cualquier cambio en estos aspectos exige otra
validación.

Control
Rutinario de Proceso

El control de la calidad dosimétrica del
proceso validado se realiza mediante mediciones periódicas
de la dosis de absorción en el producto durante la
operación rutinaria de dicho proceso. Este control puede
realizarse con cualquier sistema dosimétrico que se ajuste
a las características del proceso y no necesariamente con
el sistema de rutina en uso, bien entendido que todas las
mediciones son con la exactitud y precisión necesarias y
traceables a los patrones de referencia. Por esto dicho control
puede usarse para tener un control independiente de la calidad
del proceso, lo que en particular se realiza en las auditorias de
procesos.

El control rutinario de proceso provee a los
operadores de la instalación, a los fabricantes del
producto y además a las autoridades reguladoras
pertinentes de la información sobre la calidad del proceso
efectuado. Esta información, junto con la documentación de Calificación y de
Validación completa el registro del
control de la calidad dosimétrica del proceso por
irradiación.

Fig. 1 Esquema de dos unidades de
irradiación de 60Co con diferentes sistemas de
transportación.

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Datos del autor:

Lic. Yanet Rodíguez
Perdomo

Investigador Agregado, Centro Nacional de Sanidad
Agropecuaria