CAPÍTULO I REFERENTES TEÓRICOS

1.1  Elementos de protección radiológica

Hace más de un siglo, el hombre descubrió la existencia de las radiaciones ionizantes, desde entonces, existe un esfuerzo constante para  utilizarlas en su beneficio. También se ha ido tomando conciencia de que la utilización de las radiaciones ionizantes sin las debidas precauciones puede producir efectos perjudiciales para la salud humana, ya existen muchas evidencias de este daño, por lo que ha sido necesario tomar determinadas medidas de seguridad y protección para su uso.
El uso de materiales radiactivos en la industria, la investigación y la medicina genera inevitablemente desechos que requieren una adecuada gestión en condiciones de seguridad y protección radiológica en todas sus fases, desde su generación hasta su destino final. Cuba ha prestado desde sus inicios especial atención a la gestión segura de los desechos radiactivos que se generan.[ 8]
El esfuerzo humano para conocer mejor los beneficios y también los riesgos de la utilización  de las radiaciones ionizantes por la sociedad no ha cesado. Dada su presencia en la naturaleza, su permanencia y continua acción sobre el ser humano y el medio ambiente, es necesaria su convivencia ya que forman parte intrínseca de la vida humana. El conocimiento científico acumulado durante muchos años ha ido configurando una disciplina técnica y científica que se conoce como “Protección Radiológica” que ha permitido establecer un conjunto de normas y métodos para su aplicación.
La protección radiológica tiene como objetivo básico el uso justificado y beneficioso de las radiaciones ionizantes, siempre que los riesgos asociados se hayan reducidos todo lo razonablemente posible. La Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) fundada en 1928 es el ente científico cuyas recomendaciones son seguidas por los Organismos Internacionales más relevantes en la materia (OIEA, OMS, OIT, etc.) y por diversos países.[ 6]
El Sistema de Protección Radiológica puede considerarse como potente y bien definido, contribuyendo de forma decisiva a los niveles de protección alcanzados hoy. No obstante su aplicación global es compleja y de difícil comprensión en general y otras veces por limitaciones económicas. La protección radiológica ocupa el quehacer cotidiano de un número considerable de profesionales y tiene incidencia directa sobre muchos ciudadanos.
  En los últimos años las organizaciones nacionales e internacionales encargadas de la  protección radiológica, han adoptado medidas para minimizar los riesgos derivados de las exposiciones que se producen como consecuencia del uso de las radiaciones ionizantes en las industrias, la salud pública, la investigación y otras prácticas de uso pacífico,  prestando especial atención a que se adopten regulaciones y se establezcan procedimientos para el control y la estimación de las dosis.
En Cuba el Ministerio de Ciencia Tecnología y Medio Ambiente (CITMA), a través de un Programa Ramal Nuclear gerenciado por la Agencia Nuclear (AENTA) deposita en el Centro Nacional de Seguridad Nuclear todo el poder legislativo para que se cumplan las regulaciones nacionales e internacionales emitidas.
Uno de los requisitos establecidos por la Resolución Conjunta CITMA – MINSAP “Normas Básicas de Seguridad Radiológica” (NBSR), en sus Artículos 21 y 22 para garantizar la seguridad de los trabajadores ocupacionalmente expuestos y miembros del público, es la ejecución de un programa de vigilancia radiológica con equipos de medición adecuados, debidamente calibrados según intervalos de tiempo bien definidos y en correspondencia con patrones nacionales e internacionales.
Con la perspectiva de poder adoptar medidas de seguridad oportunas, en el Artículo 87, incisos a) y d) de las NBSR se requiere la definición de las magnitudes a medir y los niveles de referencia a partir de los cuales habrán de implementarse dichas medidas. Sin equipos de medición calibrados, es imposible cumplir adecuadamente con los referidos requisitos de las NBSR.
Por otro lado, la Resolución 33 del Centro Nacional de Seguridad Nuclear, del 2001: “Guía para la implementación de los reglamentos de seguridad en la práctica de la Medicina Nuclear”, en sus Artículos 1.2.12, 1.2.14 y 1.2.17 establece la obligatoriedad de realizar la vigilancia radiológica de zonas para la contaminación superficial, con equipos de medición adecuados y calibrados por laboratorios reconocidos.
El proyecto y la tesis paralelamente desarrollados, han asimilado e implementado los requisitos establecidos en las normas y recomendaciones internacionales para la calibración de los equipos de medición de contaminaciones superficiales. Se han elaborado los procedimientos de calibración en términos de eficiencia del instrumento de medición para los tipos de radiaciones y grupos de energías definidos en la Norma ISO 7503 y se han adquirido las fuentes de calibración correspondientes, construidas de conformidad con la Norma ISO 8769. Los procedimientos para obtener los factores de calibración en términos de concentración de actividad (s.Bq.cm-2 o min. Bq.cm-2) para cualquier radionucleidos a partir de los valores de eficiencia del instrumento para cada tipo de radiación y grupo de energía, fue implementado como método más versátil que permite obtener el factor de calibración para el elemento radiactivo que se requiera.[ 8]

   1.2  Medidas de la radiación ionizante. Instrumentación

Las partículas en su interacción con la materia producen una serie de efectos que son función del tipo de partícula, de su energía y del medio con que interactúen. Las partículas en movimiento en un medio material, pierden progresivamente su energía cinética a lo largo de su trayectoria; esta reducción de la velocidad es consecuencia de la interacción entre la partícula y el medio. La energía absorbida por el medio se efectúa por transmisión de energía que se producen durante los choques. Estas colisiones pueden ser elástica, inelástica o radiactiva en dependencia del efecto que produzca sobre la materia.[ 9]
El proceso de ionización no es el único por el que la energía de una radiación puede ser transferida a un material. La excitación es otro fenómeno físico que también puede originar consecuencias físicas, químicas o biológicas. Estos efectos en la materia y su cuantificación son los que se utilizan en la práctica para la construcción de dispositivos de detección y medida de la radiación. Las sustancias que constituyen el volumen sensible de los detectores de radiación absorben energía procedente de la radiación que la atraviesa, lo que se traduce en efectos físicos y/o químicos medibles. Algunos de estos dispositivos simplemente perciben la existencia de la radiación y a veces su naturaleza, unos cuentan el número de partículas o fotones que llegan a su seno, otros son capaces de medir y discriminar la energía de la radiación depositada y otros determinan la cantidad de energía depositada.
Los métodos de medición de las radiaciones ionizantes se fundamentan en la detección de los efectos y partículas secundarias surgidos durante los procesos de ionización y excitación del medio al paso de las radiaciones.[ 8]
Del diagnóstico piloto (epígrafe 1.10) se pudo constatar que la respuesta de los monitores dependen entre otros factores de los detectores, se hace necesario una caracterización de los mismos teniendo en cuentas las ventajas y desventajas durante el proceso de detección.

1.3  Detectores de ionización gaseosa

Los detectores de ionización gaseosa están esencialmente constituidos por un recinto lleno de un gas a una presión determinada, del que se disponen dos electrodos aislados entre sí y al que se le aplica una diferencia de potencial. En condiciones normales sabemos que no circula corriente eléctrica entre los electrodos. Si una partícula o fotón logra alcanzar el espacio intereléctrico, el campo eléctrico existente entre los electrodos hará que los que los portadores eléctricos formados en la interacción se muevan hacia los  electrodos de cargas opuestas; así en el circuito de detección se originará una corriente que puede ser medida y revelará la llegada de radiación al detector.[8]

1.4 Cámaras de ionización.

 Las cámaras de ionización están constituidas también por un recinto lleno de gas en el que están inmersos dos electrodos aislados, que opera en zona de saturación donde se produce toda la captación de los portadores creados en la ionización primaria.   Estas se clasifican en planas o cilíndricas atendiendo a la forma en que estén dotados sus electrodos y por su forma de operar pueden cámaras de corriente o de impulsos.[8]
Las cámaras de ionización de impulsos se utilizan preferentemente para la detección de fotones y partículas beta. Es necesario que para la espectrometría alfa la fuente radiactiva esté colocada en el interior de la cámara debido a su corto alcance; sin embargo, para detección de partículas beta se logran con fuentes externas a través de ventanas delgadas.
Para partículas alfa y beta que alcancen el volumen sensible de la cámara el rendimiento de detección es próximo al 100%; sin embargo, para fotones solo se logran rendimiento del orden del 1%. En trabajos espectrométricos las cámaras son muy desplazadas por detectores de semiconductores que proporcionan otras ventajas.[9]
Las cámaras de ionización han encontrado otras aplicaciones importantes como medidores de actividad para cuantificar la cantidad de material radiactivo que se suministra a los pacientes en medicina nuclear, como medidores de tasa de dosis, Dosímetros personales tipo condensador empleados para el control individual, etc.

1.5  Contadores proporcionales.

En el caso de los contadores proporcionales operan en la zona de multiplicación de carga al unirse la ionización primaria con la secundaria, debido a que los electrones son acelerados hacia el ánodo, ganando suficiente energía para impactar sobre  las moléculas de gas neutras y producir su ionización.   En los contadores proporcionales por lo general se emplea una geometría coaxial, de cátodo cilíndrico y ánodo en forma de un hilo metálico muy fino. Por lo que el campo eléctrico en las en las proximidades del hilo se hace suficientemente intenso como para alcanzar las zonas de Geiger o proporcional llegando a valores de tensión en el orden de los kV.  A  esta distancia crítica  se produce el fenómeno de multiplicación de carga con formación de  una avalancha  localizada en  una zona estrecha del hilo.[8]
La amplitud total del impulso originado puede determinarse mediante la siguiente relación:
donde A, es el factor de multiplicación gaseosa cuyo valor depende de la tensión de polarización, n el número de pares ión-electrón formados en la ionización primaria, e la carga electrónica y C la capacidad asociado al hilo. Para que un contador sea realmente proporcional su factor de multiplicación debe ser independiente del número de pares formados en la ionización primaria. El orden de los impulsos de tensión generados en los contadores proporcionales es de 0.1 V y requiere de una amplificación de señal.[ 8]
El contador proporcional en la práctica ha encontrado muchas aplicaciones: como espectrómetro trabaja satisfactoriamente para las partículas ionizantes que disipen toda su energía en el volumen sensible del detector, para medir actividades muy bajas  en muestras ambientales o como detector de neutrones.  Sin embargo, para emisores alfa y beta de baja energía la idea antes expresada dificulta la medida, debido a que la absorción de la ventana reduce drásticamente el rendimiento de detección. Esto se resolvió, introduciendo una muestra radiactiva en el volumen activo del detector. Con este propósito se diseñaron los contadores proporcionales de flujo continuo de gas que operan con una ligera sobrepresión respecto a la atmosférica.

Tipos de contadores proporcionales

• Contadores proporcionales sellados lleno de xenón: El material más usado frecuentemente para la lámina de la ventana es el titanio de espesor aproximadamente 5 mg/cm2 para el cual puede hacerse el área del detector. Otros materiales tales como el berilio o el aluminio pueden ser utilizados, pero debido a la porosidad de estos metales tienen limitaciones con respecto al espesor mínimo y tamaño de la ventana producida.[ 8]

Ventajas

• Alta eficiencia de estos instrumentos para rayos x en el rango de energía desde 3 keV – 50 keV.
• Sensibilidad para electrones de energías mucho mayores de 60 keV.
• Detectores de grandes áreas con ventanas típicamente entre 100 cm2 y 500 cm2 de área disponible.
• No gastan gas durante el conteo.
• No son afectados por cambios normales en las condiciones ambientales.

Desventajas

• Baja eficiencia de los instrumentos para fotones con energías mayores que 50 keV  y electrones de baja energía.
• Los electrones con energía menor de 60 keV no son detectados.
• Si la ventana del material es dañada el detector es irreparable.
• Contadores proporcionales de flujo gaseoso: Normalmente el material de la ventana es una lámina de  poliéster aluminizado de espesor 0.3 mg/cm2 – 0.9 mg/cm2, el área del detector sensible cubierta puede llegar a 1000 cm2. Estas ventanas no tienen el gas fijo, y por consiguiente es requerido el flujo continuo de gas o un rellenado periódico.[ 8]

Ventajas

• Alta eficiencia de los instrumentos para electrones de energía por debajo de 30 keV.
• Si la ventana es dañada puede ser reparada.
• Baja respuesta relativa a la radiación gamma por encima de 30 keV.
• Grandes detectores con áreas de la ventana entre 100 cm2 y 1000 cm2 están disponibles.

Desventajas

• Baja eficiencia de los instrumentos para fotones si es usado butano o metano como gas de conteo.
• El valor de la eficiencia para baja energía es incrementado con el uso de mezcla de argón – metano.
• El butano y el metano son gases inflamables.
• Contadores proporcionales de flujo gaseoso sin ventana: Este tipo de instrumento fue desarrollado la detección de electrones de baja energía y es utilizable con área de 10 cm2 y 50 cm2. Para detectores de grandes áreas, el área sensible puede ser ajustada con una rejilla del cátodo para reducir la interferencia eléctrica desde la superficie para esta medida. Los contadores gaseosos como el argón – metano o argón – CO2 son comúnmente usados, con una tasa de flujo gaseoso de 2 l/min. a través de la ventana entrante.[ 8]

Ventajas

• Alta eficiencia para ambos electrones de baja energía y radiación beta por debajo de 1 keV bajo condiciones favorables.

Desventajas

• Posible interferencia electrostática cerca de la superficie medida, especialmente superficies con baja conductividad eléctrica.

1.6  Contadores Geiger-Muller

Normalmente el material de la ventana es de mica de alrededor de 2 mg/cm2 de espesor y el área de la ventana utilizable es de 20 cm2. Los contadores Geiger-Muller por lo general no son sustituibles ellos tienen la ventaja de ser simples y de bajo costo, y pueden ser usados en ciertas aplicaciones donde sean considerados un número de electrones de conversión emitidos con energías menores de 60 keV.[ 8]
El funcionamiento del detector corresponde a la zona Geiger, es decir, si se eleva la tensión de polarización por encima de la zona de proporcionalidad limitada, los impulsos resultantes alcanzan la misma amplitud independientemente de ionización primaria debida a la partícula detestada.
La amplitud de los impulsos en la zona Geiger, crece con la tensión aplicada debido a la intensidad creciente de las descargas. La variación del factor de multiplicación explica que la amplitud de los impulsos producidos puede llegar a 10 V, amplitud suficiente que puede activar los sistemas electrónicos de registros sin necesidad de amplificación previa. Esta cualidad lo distingue del resto de los detectores.
Un sistema Geiger  en su forma simple no suministra datos acerca de la naturaleza o energía de las partículas detectadas, por lo que no era posible hacer espectrometría. Actualmente Geiger con  paredes exteriores cubiertas por diferentes materiales proporcionan una compensación energética adecuada para determinadas magnitudes dosimétricas, estas cualidades han encontrado diversas aplicaciones como medidores de contaminación superficial, alarmas gamma, equipos medidores de tasa de dosis, etc.

 1.7  Detectores de centelleo.

Basan su funcionamiento en el registro de la luz fluorescente emitida por ciertos materiales al recibir la acción de la radiación ionizante. Una parte de la luz absorbida, la emiten en forma de luz visible o ultravioleta. Este detector funciona como espectrómetro, con las ventajas adicionales de un alto rendimiento de detección y un corto tiempo de detección.[ 8]
Se distinguen fundamentalmente por su elevada velocidad de respuesta que es  muy útil para tasas de conteo altas, buena linealidad en energía y mejor sensibilidad a la radiación gamma.
En la espectrometría gamma los más usados son los cristales de Nal (TI) cilíndricos y encapsulados de hasta 10 cm de diámetro y 10 cm de altura acoplado por medio de un contacto óptico y un fotomultiplicador. Sin embargo, el centelleo en fase líquida posee una serie de características propias, que han hecho a este tipo de técnica un campo separado de la espectroscopia gamma. Aunque perfectamente es posible la detección de radiación electromagnética, la principal aplicación está en detectar partículas beta y alfa con rendimientos muy elevados. El hecho de que la sustancia radiactiva se disuelva en el seno mismo del centellador, permite eliminar los problemas de la autoabsorción  en muestras alfa y beta.[ 8]
Una de las principales dificultades del centelleo líquido es la extinción química que produce una disminución de la eficiencia de recuento y una degradación del espectro de altura de impulsos hacia la zona de bajas energías.
La calibración de radionucleidos beta es una de las aplicaciones más importantes del centelleo en la fase líquida. Se alcanzan rendimientos de detección de nucleidos de energías máximas elevadas (89Sr, 90Y, 32P) prácticamente del 100%, en núcleos beta de baja energía algo por debajo del 50% para el 3H y el 90% para el 14C. Debido a que la extinción química hace que la eficiencia de recuento disminuya, es necesario que para la obtención de la actividad de las curvas que indiquen la variación de la eficiencia de recuento con la extinción química (curvas de calibración).
Otras aplicaciones no menos importante de los detectores de centelleo líquido es la detección de radionucleidos que se desintegran por captura electrónica, (en la que da lugar a una reestructuración del nucleido hijo) la detección de emisores gamma y la detección de luz Cherenkov.

  1.8  Detectores de semiconductor.

Los detectores de radiación de  semiconductores son estructuras cristalinas fabricadas básicamente con germanio y silicio. Al atravesar la radiación ionizante un semiconductor, esta puede liberar gran cantidad de  portadores de carga eléctrica. Mediante la recogida de estos portadores de carga eléctrica puede detectarse el  paso de la radiación y en determinadas condiciones medir su energía.[8] 
A estos dispositivos se le llama en ocasiones cámara de ionización en estado sólido. Tienen notables ventajas respecto a los detectores de ionización gaseosa, particularmente para detección de radiación gamma y rayos X, por sus mejores valores de rendimiento y resolución energética; aunque también se utilizan para detectar partículas alfa y beta.
En la opinión del autor los detectores son más o menos eficientes en dependencia de sus características físicas y el uso que se le de. Teniendo en cuenta las ventajas y desventajas conocidas que estos ofrecen, los detectores más eficientes para la calibración de radionucleidos beta son los de centelleo en la fase líquida. Se alcanzan rendimientos de detección de nucleidos de energías máximas elevadas prácticamente del 100%, en núcleos beta de baja energía algo por debajo del 50%.
 Los contadores proporcionales llenos de xenón son más eficientes para electrones de energías mayores de 60 keV. Los Contadores proporcionales de flujo gaseoso  tienen alta eficiencia de los instrumentos para electrones de energía por debajo de 30 keV, y baja  respuesta relativa a la radiación gamma por encima de 30 keV. Los contadores proporcionales de flujo gaseoso sin ventana tienen alta eficiencia para ambos electrones de baja energía y radiación beta por debajo de 1 keV bajo condiciones favorables.

1.9  Monitores de contaminación superficial     
Los monitores de contaminación beta – gamma hasta hace poco tiempo utilizaban detectores de ionización en sus versiones contador Geiger o cámara de ionización, provistos de ventanas suficientemente delgadas para permitir la medida de emisores beta puro de baja energía como el 14C. En estos instrumentos no solo estaba mal definido el ángulo sólido de medida, sino también que los resultados se expresaban en cps. Tal indicación desde el punto de vista práctico, tiene dificultades conocidas, ya que al variar la eficiencia de detección para cada radionucleido, se requiere la calibración con fuentes patrón, a fin de que el propio usuario, mediante una tabla de factores calibración procediera a la conversión de resultados de cps a Bq/cm2.[ 8]
Como se puede apreciar en el epígrafe donde se trató el detector Geiger, es desventajoso usarlo como monitor de contaminación superficial por su baja eficiencia para determinado rango de energía.
Hace algunos años se han introducidos dos mejoras en los monitores de contaminación, la primera la utilización de contadores proporcionales, de gran sensibilidad y excelente exactitud, y la segunda, la incorporación de microprocesadores que permiten expresar directamente el resultado en Bq/cm2. la operación se realiza almacenando en la memoria del microprocesador el resultado de la medida, cps y multiplicándola por el respectivo factor de calibración (Bq.s/cm2), medido previamente por el fabricante en los casos más utilizado, o por el propio usuario para otros radionucleidos mediante fuentes radiactivas calibradas.[ 8]
Otra variante introducida en equipos modernos ha sido el paso de la lectura analógica a la digital, que en principio puede parecer al usuario como más favorable. La realidad es que el resultado de una medida está representado por números que fluctúan más o menos rápidamente, por lo que hay que alcanzar una aptitud de lectura para promediar mentalmente la sucesión de datos. El operador de un monitor con lectura digital debe conocer  que en cada medida debe tomarse el tiempo necesario, que como mínimo es de unos 20 -30 segundos, para expresar el resultado, lo cual produce extrañeza en el usuario principiante, que espera leer la pantalla de un monitor digital con la misma facilidad que su reloj digital de pulsera.[ 8]
Los límites de contaminación superficial están cuantificados en términos de actividad superficial (Bq/cm2) por lo que constituye una necesidad para el usuario que el resultado final de las mediciones quede expresado en esa misma unidad de medida.
Acorde con la Norma ISO 7503: “Evaluación de la Contaminación superficial” y con las guías del Organismo Internacional de Energía atómica, como la Colección de Informes de Seguridad No.16: “Calibración  de Instrumentos de Vigilancia Radiológica”, la  calibración de los instrumentos de medición de contaminación superficial se realiza mediante fuentes de referencia, con tasas conocidas de emisión por unidad de superficie, confeccionadas en correspondencia  con los requisitos de la norma ISO 8769: “Fuentes de referencia para la calibración de equipos de medición de contaminaciones superficiales”.[ 28, 30] 

La diversidad de radiaciones y energías emitidas por los radionucleidos de interés, conjuntamente con la marcada dependencia de la respuesta de los detectores con los tipos de radiaciones y sus energías hace necesario conocer los factores de calibración para cada uno de estos radionucleidos. Esto pudiera ser realizado, en principio, de dos formas:

• Calibración en eficiencia: La eficiencia del instrumento es determinada en el laboratorio de calibración para diferentes tipos de radiaciones y grupos de energías, utilizando fuentes de referencia para la radiación alfa, beta y gamma. Los factores de calibración del instrumento, específicos para los radionucleidos de interés, son calculados posteriormente ponderando los valores de eficiencia previamente obtenidos para cada tipo de radiación y grupo de energía con las probabilidades de emisión de los diferentes tipos de radiaciones del radionucleido en cuestión, utilizándose para ello la información proporcionada por las bibliotecas de datos nucleares.
• Calibración individual: Para cada radionucleido, cuya contaminación superficial se necesita cuantificar, se determina el factor de calibración a partir de una fuente de calibración específica construida con el mismo radionucleido.

El segundo método demanda contar con un número significativo de fuentes de referencia, al menos una para cada radionucleido de interés. Esto se hace más crítico si se considera que un número importante de estos radionucleidos presenta cortos período de semi-desintegración radiactiva.
 Debido a lo anterior, la calibración con varias fuentes, realizada en términos de eficiencia del instrumento de medición para los tipos de radiaciones y grupos de energías, se ofrece como un método más versátil que permite obtener en cualquier momento el factor de calibración para el elemento radiactivo que se requiera.

1.10 Caracterización del estado metrológico actual de los monitores de contaminación superficial en Cuba a través de un ensayo piloto.

Con el objetivo de implementar una metodología para la calibración de monitores de contaminación superficial, se ha realizado un estudio con una muestra de los monitores medidores de la contaminación superficial, de manera que la información acumulada pueda servir de elemento primario para la elaboración de la metodología.
La práctica médica es la más importante de las fuentes de exposición a radiaciones ionizantes en muchos países, aportando alrededor del 90 % de la dosis colectiva de la población mundial de entre todas las aplicaciones de las radiaciones ionizantes que el hombre utiliza.
La vigilancia radiológica de zonas y puestos de trabajo, tanto para tasa de dosis como para contaminación superficial es un elemento esencial para lograr la efectividad de un programa de protección radiológica de instituciones usuarias que trabajan con fuentes no selladas. Hoy se desconoce el estado técnico del equipamiento existente en el país y no se sabe cuáles son las necesidades actuales, ni el país tiene aseguramiento metrológico a estas necesidades.
Durante  el período (2004-2006) se realizó una calibración piloto de los monitores en uso en el país. Esto permitió diagnosticar el estado técnico metrológico de más del 80% de la  instrumentación  y determinar las necesidades fundamentales de los usuarios.
El ensayo piloto se inició con un mínimo de fuentes radiactivas planas en existencia en el LSCD en espera del resto que se adquirió posteriormente a través del proyecto del OIEA CUB/3/002. Estas fuentes radiactivas planas de 14C, 36Cl, 90Sr y 241Am (Imagen 1)  en condiciones geométricas determinadas se comparó el resultado de las lecturas del instrumento con la actividad superficial de ellas y el resultado obtenido se expresó en Bq/cm2. Estas son fuentes radiactivas de referencias o fuentes radiactivas patrones que cuentan con los certificados de calibración de North American Scientific que a su vez es trazable al National Institute of  Standards and Tecnology en cooperación con Nuclear Energy Institute.

Los monitores utilizados para el estudio fueron suministrados por un grupo clientes que gentilmente accedieron a dicha convocatoria. En la siguiente imagen aparece una muestra representativa de los monitores que fueron utilizados.

Durante el ensayo piloto, el método de calibración empleado fue el de comparación de las indicaciones del instrumento con los valores convencionalmente verdaderos de actividad superficial de la fuente patrón según reporte técnico No. 16 del OIEA[47]. Se simula una geometría semiinfinita de irradiación según recomendaciones del reporte CIRM 6 de la NPL, Las fuentes patrones fueron calibradas en Enero del 2000 en el laboratorio North Americam Scientific, Inc. que son trazables al laboratorio primario NIST.
La superficie plana del detector del monitor se ubicó a 3 mm de distancia de la fuente semiinfinita simulada con el uso de la fuente patrón de 10 x 15 cm2 en 9 posiciones contiguas alrededor de la posición central.           
 La calibración del monitor consiste en la emisión del factor de calibración CFE. Este factor que  se calculará según:
: valor convencionalmente verdadero de la actividad superficial en el momento de calibración,
:  es la medida de la tasa de conteo en cps o cpm.
:  es la medida del fondo radiactivo en cps o cpm.
La incertidumbre estándar combinada de las indicaciones del instrumento se calcula mediante la suma de las contribuciones de cada uno de los elementos que conforman la ecuación del factor de calibración:
sM es la incertidumbre estándar Tipo A de la media M de n indicaciones Mi del instrumento:  
uM es la incertidumbre, tipo B, de las mediciones originadas por el efecto de la resolución de escala que se calcula de la siguiente forma:

donde  es la resolución de la escala determinado como la mitad del intervalo definido por la escala del instrumento, o sea

Las incertidumbres identificadas son las siguientes: Actividad superficial de la fuente patrón, Simulación de fuente semiinfinita, la no uniformidad de detección del instrumento (minimizada por método de medición), la no homogeneidad de la fuente patrón, Dimensiones del área activa de la fuente, Posicionamiento general, el tamaño de la ventana del detector y el decaimiento de la fuente.
Para la caracterización de los instrumentos de los usuarios se tuvieron en cuenta los siguientes parámetros:

• Modelos y fabricantes
• Rango de medición de la escala del instrumento y unidades de medida
• Funcionamiento y estado técnico
• Correspondencia del diseño del instrumento con el uso.
• Tipo y  tamaño de los detectores
• Respuesta de los detectores para diferentes energías
• Respuestas de los detectores con la posición relativa de la fuente
• Métodos de calibración
• Principales radionucleidos que son utilizados en el país por los departamentos de medicina nuclear y otros usuarios de fuentes no selladas.
• Disponibilidad de los manuales de usuarios de los instrumentos

Estos elementos contribuyeron sin lugar a dudas de forma decisiva al diseño teórico y experimental que sirvió como base de la investigación realizada en el marco de la tesis. Los principales aportes aparecen reflejados en el capítulo III epígrafe 3.1. Este resultado fue extraído del informe técnico realizado en el proyecto ramal nuclear PRN/06-8: “Establecimiento de un servicio nacional de calibración de monitores de contaminación superficial”. Este proyecto se ejecutó en el período 2005-2007.