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Colaboraciones en dosímetros de albedo y 66% de los sistemas basados en dosímetros de trazas cumplieron con la norma. Estos resultados ponen de manifiesto la dificultad de disponer de una dosimetría personal de neutrones que ofrezca medidas adecuadas en todos los campos de radiación neu- trónica. Así mismo se observa que los sistemas basados en dosímetros de trazas proporcionaron, en general, mejores resultados para todos los campos neutrónicos ensayados que los dosímetros de albedo, especialmente en ausencia de información adicional sobre el espectro energético. Aunque la demanda de dosimetría personal de neutrones es una necesidad creciente, no existe por el momento en España ningún servicio de dosimetría personal de neutrones autorizado por el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN). En este sentido, la Unidad de Dosimetría de Radiaciones Ioni- zantes del Ciemat y el CSN han elaborado un convenio de colaboración para la puesta en funcionamiento del laborato- rio mediante detección de trazas disponible en dicha unidad, basado en detectores plásticos de PADC (poly-allyl-diglycol carbonate), también conocido como CR-39, y un equipo de medida TASL Image Neutron Dosimetry System. Dicho con- venio incluye el diseño del chasis para obtener un dosímetro sensible también a neutrones térmicos. La puesta en funcionamiento definitiva del laboratorio está pendiente de la firma del convenio, que podría ser la base para que el CSN pudiese autorizar en un futuro el sistema como servicio de dosimetría personal neutrónica. y el equivalente de dosis ambiental H*(10) se puede eva- luar a partir de los coeficientes de conversión h*Φ (E) \\\\\\\\\\\\\\\[1, 34\\\\\\\\\\\\\\\] Definimos el factor de calibración S como la relación entre M y H*(10), de forma que M= S . H*(10). Resulta obvio que el valor de S no es una propiedad característica del dosímetro utilizado, sino que depende de la distribución energética de fluencia del campo de neutrones DOSIMETRÍA Y ESPECTROMETRÍA DE NEUTRONES PARA (unitaria) de fluencias j de calibración adecuado para cada punto de medida. La distribución de fluencias se puede determinar experimen- talmente a partir de medidas con un espectrómetro de neutrones o bien mediante simulación. Este método resulta especialmente útil para determinar dosis en campos neutrónicos, como los que se pueden encontrar en instalaciones singulares (ALBA, CLPU, instala- ciones de protonterapia), muy distintos de los campos habi- tuales utilizados para calibración de los dosímetros (fuentes de Am-Be, Cf, Cf moderado...). Sería poco operativo produ- cir tantos campos neutrónicos para calibración como espec- tros distintos se pudieran encontrar en instalaciones reales. Este procedimiento ha sido utilizado en el Laboratorio de Luz Sincrotrón (ALBA). Aunque en operación normal no se espera que se originen neutrones, se debe considerar para protección radiológica la posibilidad de una pérdida total del haz de electrones (de hasta 3 GeV). En esta situación, el haz podría interaccionar con elementos pesados del propio acelerador (electroimanes) o de los blindajes y originar un campo intenso de neutrones secundarios de alta energía. En una situación experimental donde se ha reproducido una pérdida total del haz de electrones, se han efectuado medidas con los dosímetros basados en CR-39, simulación mediante FLUKA y medidas utilizando un espectrómetro de esferas Bonner de rango extendido \\\\\\\\\\\\\\\[35, 36\\\\\\\\\\\\\\\]. Los espec- tros neutrónicos resultantes se muestran en la Figura 4. DOSIS PERIFÉRICA DE NEUTRONES EN PACIENTES SOMETIDOS A PROTONTERAPIA La protonterapia representa, para ciertas patologías, uno de los procedimientos que mejor puede conseguir el con- trol tumoral con la menor toxicidad de los órganos sanos circundantes. Sin embargo, al igual que en radioterapia con fotones, la dosis entregada fuera del campo de tratamiento (dosis periférica de fotones y neutrones secundarios) repre- senta un problema ya que puede dar lugar, a medio y largo plazo, a procesos carcinogénicos secundarios. En general, PROTECCIÓN RADIOLÓGICA EN INSTALACIONES SINGULARES Los detectores de trazas nucleares de tipo CR-39 no son sensibles a la radiación gamma, y mediante un conjunto de convertidores adecuados y con un proceso de revelado adecuado se pueden hacer sensibles a neutrones inciden- tes con un amplio rango de energías. Por este motivo, resultan muy adecuados para la detección de campos neutrónicos intensos, pulsados y mezclados con campos gamma. El GRRI-UAB ha desarrollado dosímetros basados en CR-39 desde principios de los años 90 \\\\\\\\\\\\\\\[30\\\\\\\\\\\\\\\]. La configura- ción actual del dosímetro, que se utiliza para investigación, y el proceso de revelado electroquímico utilizado se basan en los presentados por García et al. \\\\\\\\\\\\\\\[31\\\\\\\\\\\\\\\]. En estas condicio- nes, la función respuesta RΦ(E) del dosímetro se extiende desde los neutrones térmicos hasta los de alta energía \\\\\\\\\\\\\\\[32\\\\\\\\\\\\\\\]. El revelado electroquímico se efectúa con un dispositivo controlado mediante LABVIEW y para el contaje semiau- tomático de trazas se utiliza un escáner fotográfico de alta resolución y una rutina en MATLAB. Para un campo de neutrones con una función de distri- bución energética (unitaria) de fluencias jE(E) y fluencia totalΦ, la lectura M dada por el dosímetro es Conocida la función respuesta del dosímetro RΦ(E), el conocimiento de la función de distribución energética E(E) permite determinar el factor 26 Carles Domingo et al.- RADIOPROTECCIÓN • No 98 • Junio 2020