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