Evaluación del uso de dosímetros Fricke para la medición de tasa de dosis gamma en el campo mixto de la facilidad central de columna térmica del Reactor RA-3

Abstract

La Facilidad Central de Columna Térmica (FCCT) del reactor RA-3 es un dispositivo de irradiación cuyo campo de radiación está compuesto principalmente de neutrones térmicos con una componente gamma asociada (campo mixto). Una de las mayores dificultades de la dosimetría gamma en campos mixtos, reside en poder discriminar la perturbación debida al alto flujo neutrónico. Actualmente la caracterización de tasa de dosis gamma en la FCCT se realiza mediante el uso de una cámara de ionización (CI) de grafito. Sin embargo, es de gran interés contar con un sistema alternativo e independiente que permita la corroboración y/o contrastación de los resultados obtenidos. El sistema dosimétrico Fricke, está reconocido como patrón secundario de referencia para dosimetría de altas dosis en campos gamma puros de radiación. Además, fue propuesto como un método de dosimetría gamma en campos mixtos y, por tal motivo, se comenzó a evaluar la posibilidad de implementación para su uso en la FCCT. En experiencias previas se logró reemplazar los envases que conforman los dosímetros tradicionales (ampollas de vidrio), por un envase de plástico (criotubos de polipropileno) cuyos componentes no se activan al ser expuestos a neutrones térmicos. Además, de manera preliminar se comprobó que los dosímetros son sensibles a la exposición con neutrones térmicos. El objetivo del presente trabajo fue definir un factor de sensibilidad, que permita discriminar la contribución de la dosis debida a cada componente (dosis gamma y dosis debida a neutrones). Se realizaron experiencias de irradiación en la FCCT en dos configuraciones experimentales utilizando blindajes de neutrones, que permiten modificar el flujo neutrónico manteniendo la tasa de dosis gamma aproximadamente constante. En una primera instancia se planteó una configuración que dio como resultado que la dosis debida a neutrones no es significativa frente a la componente gamma de la fuente, cuando se exponen los dosímetros Fricke a fluencias del orden de 2 1012 n cm-2. En una segunda etapa se utilizó otra configuración de manera de exponer los dosímetros a mayores fluencias. Con este diseño se pudo comprobar una respuesta lineal de la dosis total medida en función del tiempo, y se estimó la sensibilidad de los dosímetros Fricke a neutrones térmicos. Los valores de sensibilidad obtenidos permitieron descontar la contribución neutrónica y comparar la dosis gamma medida por el método Fricke con otras mediciones. Sin embargo, la dosis gamma en la configuración de mayor flujo, siguió siendo la más alta entre los métodos comparados, lo que sugiere que la sensibilidad a neutrones podría estar siendo subestimada. Como la incerteza en las determinaciones hasta el momento es muy alta, sería deseable disponer de un diseño experimental que permita exponer dosímetros Fricke a flujos más altos para una misma condición de dosis gamma, de manera de poder medir una componente de dosis por neutrones mayor. También sería deseable poder modelar el dosímetro y evaluar la respuesta en la FCCT por simulación computacional (MCNP). Esta herramienta también podría servir para diseñar un blindaje a medida que permita medir un dosímetro descontando la componente de neutrones experimentalmente perturbando lo menos posible el campo de la FCCT.