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uso avanzado de mcnP en dosimetría de radiaciones
Docente: César Hueso, IDOM.
Cada vez se aprecia un mayor grado del detalle requerido en el desarrollo de los estudios de transporte de radia- ción. El incremento en la complejidad de los modelos, así como la necesidad de códigos, recursos computacionales y datos nucleares más potentes y precisos enmarcan la si- mulación en un entorno cambiante.
El conocimiento en entornos complejos requiere de la mejor información disponible de manera que se puedan proporcionar los elementos de juicio adecuados para la to- ma de decisiones acertadas por parte de los responsables.
Hablando en particular de las actividades relacionadas con la protección radiológica, esa información necesaria se puede basar en la resolución de la denominada Ecuación de Transporte aplicada en los diferentes escenarios deter- minados por el término fuente y por la interacción que se produzca con los materiales con los que interactuará.
Hoy día, ayudados por códigos sobradamente proba- dos, validados y actualizados con diligencia, los expertos dedicados a la resolución de problemas de análisis de radiaciones son capaces de determinar o prever cuales van a ser las magnitudes de diferentes parámetros como pueden ser la dosis, daño atómico a los materiales, depo- sición de calor, etc. o incluso determinar una vez conocida la activación inducida, la dosis operacional en actividades relacionadas con el desmantelamiento.
Todo ello tiene su origen en el conocimiento del flujo obtenido por la resolución de la Ecuación de Transporte, que en el caso particular de este curso se ha llevado a cabo por técnicas estocásticas mediante el código MCNP,
si bien estrictamente hablando, no se resuelve la ecuación citada.
Construcción del modelo de transporte:
El primer paso consiste en el análisis de los planos o mo- delos en CAD/Catia y la conversión de estos a un formato legible por el código de transporte. Habitualmente los modelos de transporte de radiación no necesitan un gra- do de detalle excesivo y por lo tanto se realiza una simpli- ficación de las partes del modelo que no interferirían en gran medida con el transporte.
Además de la geometría, es evidente que la selección de los materiales es de suma importancia, ya que junto con el término fuente define la otra parte del estudio de la interacción de la radiación con la materia.
El término fuente aplicable al problema es uno de los principales datos de partida. En este curso se exponen diferentes fuentes. Por un lado, el espectro de fisión térmi- ca del 235U según la aproximación de Watt, por otro lado estaría el término fuente debido a la activación del refrige- rante a su paso por el núcleo, cuyo principal contribuyente es el 16N para finalizar con el término fuente considerado en caso de accidente severo en una instalación nuclear.
Hallazgos significativos y optimización del diseño:
El cálculo de transporte se ha centrado en el estudio del blindaje en la zona accesible a los trabajadores, aunque también se ha considerado necesario la inclusión de malla- dos de datos envolventes de toda la geometría, que per- mitieran conocer los flujos preferentes y las zonas donde se puede optimizar el diseño.
6o Congreso Conjunto SEFM-SEPR
medidas y predicción de radón en el interior de edificios
Docente: Carlos Saiz, Universidad de Cantabria.
La exposición al gas radón en viviendas y puestos de tra- bajo constituye a nivel global la principal contribución a la dosis efectiva recibida por la población. Desde hace más de 30 años se ha establecido científicamente la relación entre dicha exposición y el incremento de riesgo de cán- cer de pulmón. Por ello, actualmente se considera al radón como segunda causa de cáncer de pulmón a nivel mundial por detrás del consumo de tabaco, siendo la primera cau- sa en personas no fumadoras.
RADIOPROTECCIÓN • No 95 • Julio 2019
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