Radiación y protección radiológica : curso para escuelas de enseñanza primaria y secundaria.

Contiene glosario

Tele-enseñanza a través de Internet : la protección radiológica en ciencias de la salud.

Monográfico con el título: 'Avances tecnológicos digitales en metodologías de innovación docente en el campo de las Ciencias de la Salud en España'. Resumen basado en el de la publicación

Impacto y protección radiológica asociados al transporte de residuos de alta actividad (RAA) al almacén temporal centralizado (ATC) en España

Las cuestiones relacionadas con el transporte de residuos radiactivos de alta actividad (RAA) al previsto almacén temporal centralizado (ATC) en Villar de Cañas (Cuenca) están de actualidad, debido a la movilidad que se espera en un futuro próximo, el compromiso con el medio ambiente, la protección de las personas, así, como la normativa legal reguladora. En esta tesis se ha evaluado el impacto radiológico asociado a este tipo de transportes mediante una nueva herramienta de procesamiento de datos, que puede ser de utilidad y servir como documentación complementaria a la recogida en el marco legal del transporte. Además puede facilitar el análisis desde una perspectiva más científica, para investigadores, responsables públicos y técnicos en general, que pueden utilizar dicha herramienta para simular distintos escenarios de transportes radiactivos basados únicamente en datos de los materiales de entrada y las rutas elegidas. Así, conociendo el nivel de radiación a un metro del transporte y eligiendo una ruta, obtendremos los impactos asociados, tales como las poblaciones afectadas, la dosis recibida por la persona más expuesta, el impacto radiológico global, las dosis a la población en el trayecto y el posible detrimento de su salud. En España se prevé una larga “ruta radiactiva” de más de 2.000 kilómetros, por la que el combustible nuclear gastado se transportará presumiblemente por carretera desde las centrales nucleares hasta el ATC, así como los residuos vitrificados procedentes del reprocesado del combustible de la central nuclear Vandellos I, que en la actualidad están en Francia. Como conclusión más importante, se observa que la emisión de radiaciones ionizantes procedentes del transporte de residuos radiactivos de alta actividad en España, en operación normal, no es significativa a la hora de generar efectos adversos en la salud humana y su impacto radiológico puede considerarse despreciable. En caso de accidente, aunque la posibilidad del suceso es remota, las emisiones, no serán determinantes a la hora de generar efectos adversos en la salud humana. Issues related to the transport of high level radioactive wastes (HLW) to the new centralised temporary storage facility to be built in Villar de Cañas (Cuenca) are attracting renewed attention due to the mobility expected in the near future for these materials, the commitment to the environment, the protection of persons and the legal regulatory standards. This study assesses the radiological impacts associated with this type of transport by means of a new dataprocessing tool, which may be of use and serve as documentation complementary to that included in the legal framework covering transport. Furthermore, it may facilitate analysis from a more scientific perspective for researchers, public servants and technicians in general, who may use the tool to simulate different radioactive transport scenarios based only on input materials data and the routes selected. Thus, by knowing the radiation level at a distance of one metre from the transport and selecting a route, it is possible to obtain the associated impacts, such as the affected populations, the dose received by the most exposed individual, the overall radiological impact and the doses to the public en route and the possible detriment to their health. In Spain a long “radioactive route” of more than 2,000 kilometres is expected, along which spent nuclear fuels will be transported – foreseeably by road – from the nuclear power plants to the CTS facility. The route will also be used for the vitrified wastes from fuel reprocessing of the fuel from Vandellós I nuclear power plant, which are currently in France. In conclusion, it may be observed that the emission of ionising radiations from transport of high level radioactive wastes in Spain is insignificant, in normal operations, as regards the generation of adverse effects for human health, and that the radiological impact may be considered negligible. In the event of an accident, the possibility of which is remote, the emissions will not be also a very determining factor as regards adverse effects for human health.

La protección radiológica en la rehabilitación de Fukushima

La protección radiológica en la rehabilitación de Fukushima

Evaluación del impacto radiológico ambiental de una industria NORM

[ES]El proceso de soldadura más común es la soldadura por arco metálico con electrodos revestidos. A veces ese revestimiento contiene materiales radiactivos de origen natural (NORMs). En España los electrodos más utilizados son los recubiertos de rutilo mezclado con otros materiales. El rutilo contiene algunos radionúclidos naturales detectables, por lo que puede ser considerado como un NORM. Este trabajo principalmente se centra en la aplicación de la metodología expuesta en la Guía de Seguridad 11.3 del Consejo de Seguridad Nuclear (Metodología para la evaluación del impacto radiológico en las industrias NORM), como una herramienta para obtener las dosis en una fábrica que produce este tipo de electrodo y evaluar el impacto radiológico en una instalación específica. Para ello, se aplicaron en dicha instalación los pasos requeridos por la metodología para su cumplimiento. Se analizaron los beneficios inherentes al estudio y se identificaron las zonas de radiación más altas así como la posición de los trabajadores. Habiendo hecho uso de evaluaciones de dosis llevadas a cabo con anterioridad por otros procedimientos, métodos de simulación, se establecieron las pautas de protección radiológica a seguir para el cumplimiento de dicha guía, mediante la colocación de dosímetros personales y monitores de radiación.

Radiación gamma natural en Gran Canaria

[ES]A raíz del accidente de Chernobyl en 1986 aumentó la preocupación por la vigilancia radIológica y se alentó el propósito de elaborar mapas de radiación gamma natural para poder evaluar los niveles de ral/iación y detectar así sus posibles incrementos. En España se ha piocedido a elaborar mapas de radiación gamma . . . natural. El presente trabajo contribuye a. completar dichos mapas, proporcionando datos s.obre la radiación natural en la isla deGran Canaria. Es Iruto de un convenio entre la Universidad de Las Palmas de . Gran Canaria, él Cabildo Insular de Gran Canaria Ji la Fundación Universitaria de Las Palmas. Se llevó a cabo en una campaña de medidas que se realizó desde el4 de mayo al10 de octubre de 1996, y aquí se presentan sus resultados

Chernobil. ¿Accidente nuclear o evento político?

[ES] El propósito de esta charla es analizar las circunstancias que dieron lugar al accidente de la Central Nuclear de Chernobil y la reacción que se suscitó como consecuencia del mismo. ¿Estaban la sociedad preparada para ello? ¿Había medidas tomadas para el caso de un accidente de esa envergadura? ¿Podría repetirse un accidente como ese? Para dar respuesta a estas cuestiones se hará un breve repaso sobre el concepto de la contaminación transfronteriza a larga distancia, las medidas de protección radiológica existentes, el accidente: ¿cómo se produjo?, ¿por qué?, para finalizar con las medidas que hubo que poner en marcha después del mismo tanto provisionales como definitivas.

Las radiaciones ionizantes en la educación médica de grado de la Universidad Nacional de Cuyo

Las irradiaciones médicas constituyen la contribución más importante a la exposición humana a radiaciones ionizantes de origen artificial. Las estadísticas mundiales indican una tendencia creciente en el número anual de estas prácticas en función del desarrollo de nuevas técnicas de diagnóstico por imágenes, de la aplicación de nuevos fármacos marcados con diversos isótopos y de avances en los tratamientos antineoplásicos. Debido a esta amplia difusión, la Protección Radiológica (PR) se ha convertido en un tema relevante para las sociedades científicas y los organismos reguladores. En este sentido, la mayor parte de los países europeos ha implementado planes de acción para la protección radiológica del paciente. Un ejemplo de ello lo constituye la guía PR/116 elaborada por la Comisión Europea en el año 2000, que recomienda la implementación de un curso en PR en las escuelas de Medicina y Odontología. En consecuencia, el propósito general de esta investigación fue describir y analizar críticamente la situación actual de la enseñanza de contenidos referidos al uso de las radiaciones ionizantes en la carrera de Medicina de la Facultad de Ciencias Médicas de la Universidad Nacional de Cuyo. Los principales resultados muestran que no existe una obligación curricular que presente entre sus contenidos mínimos la enseñanza de la PR, como tampoco de conocimientos básicos de Física de la radiación. Además, tanto la PR como los temas ambientales relativos al uso de radiaciones ionizantes en Medicina no se desarrollan según lo recomendado por Organismos Internacionales especializados. Teniendo en cuenta que muchos métodos de diagnóstico por imágenes utilizan radiaciones ionizantes, se sugiere la inclusión de esta temática en el plan de estudio de la carrera de Medicina. El objetivo es incorporar la cultura de la radioprotección en la formación del futuro profesional y, en consecuencia, reducir la ejecución de prácticas injustificadas que atentan contra la salud individual y ambiental.

Acerca del proceso de enseñanza-aprendizaje en el área de diagnóstico por imágenes

Fil: Briggs, Ernesto. Universidad Nacional de Cuyo. Facultad de Ciencias Médicas. Área de Diagnóstico por Imágenes

Neutronics design and radiological aspects of HiPER facilities

En este trabajo se han cubierto diferentes asuntos del diseño neutrónico de los aspectos radiológicos de las dos instalaciones del proyecto HiPER. El proyecto HiPER es un proyecto europeo concebido en el marco del programa ESFRI (European Scientific Facilities Research Infrastructure). Está destinado al desarrollo de la energía de fusión nuclear inercial mediante el uso de láseres y el esquema iluminación directa. Consecuentemente, se trata de una instalación con fines exclusivamente civiles. Se divide en dos fases, correspondientes con dos instalaciones: HiPER Engineering y HiPER Reactor. La instalación HiPER Engineering desarrollará las tecnologías implicadas en la ignición de alta repetición de cápsulas de DT por iluminación directa. El HiPER Reactor será una planta demostradora que produzca electricidad haciendo uso de las tecnologías desarrolladas durante la fase HiPER Engineering. El HiPER Engineering se centrará en las tecnologías relevantes para las igniciones a alta repetición de cápsulas de DT usando la iluminación directa. El principal esfuerzo de desarrollo tecnológico se hará en todos los asuntos directamente relacionados con la ignición: láseres, óptica, inyector, y fabricación masiva de cápsulas entre otros. Se espera una producción de entre 5200 MJ/año y 120000 MJ/año dependiendo del éxito de la instalación. Comparado con la energía esperada en NIF, 1200 MJ/año, se trata de un reto y un paso más allá en la protección radiológica. En este trabajo se ha concebido una instalación preliminar. Se ha evaluado desde el punto de vista de la protección radiológica, siendo las personas y la óptica el objeto de protección de este estudio. Se ha establecido una zonificación durante la operación y durante el mantenimiento de la instalación. Además, se ha llevado a cabo una evaluación de la selección de materiales para la cámara de reacción desde el punto de vista de gestión de residuos radiactivos. El acero T91 se ha seleccionado por, siendo un acero comercial, presentar el mismo comportamiento que el acero de baja activación EUROFER97 al evaluarse como residuo con el nivel de irradiación de HiPER Engineering. Teniendo en cuenta los resultados obtenidos para la instalación preliminar y las modificaciones de la instalación motivadas en otros campos, se ha propuesto una instalación avanzada también en este trabajo. Un análisis más profundo de los aspectos radiológicos, así como una evaluación completa de la gestión de todos los residuos radiactivos generados en la instalación se ha llevado a cabo. La protección radiológica se ha incrementado respecto de la instalación preliminar, y todos los residuos pueden gestionarse en un plazo de 30 sin recurrir al enterramiento de residuos. El HiPER Reactor sera una planta demostradora que produzca electricidad basada en las tecnologías de ignición desarrolladas durante la fase HiPER Engineering. El esfuerzo de desarrollo tecnológico se llevará a cabo en los sistemas relacionados con la generación de electricidad en condiciones económicas: manto reproductor de tritio, ciclos de potencia, vida y mantenimiento de componentes, o sistemas de recuperación de tritio entre otros. En este trabajo la principal contribución a HiPER Reactor está relacionada con el diseño de la cámara de reacción y sus extensiones en la planta. La cámara de reacción es la isla nuclear más importante de la planta, donde la mayoría de las reacciones nucleares tienen lugar. Alberga la primera pared, el manto reproductor de tritio y la vasija de vacío. Todo el trabajo realizado aquí ha pivotado en torno al manto reproductor de tritio y sus interacciones con el resto de componentes de la planta. Tras una revisión profunda de la bibliografía de los diseños recientes de cámaras de reacción con características similares a HiPER Reactor, se ha propuesto y justificado un esquema tecnológico innovador para el manto reproductor de tritio. El material fértil selecconado es el eutéctico 15.7 at.% Litio – 84.3 at.% Plomo, LiPb, evitando el uso de berilio como multiplicador neutrónico mientras se garantiza el ajuste online de la tasa de reproducción de tritio mediante el ajuste en el enriquecimiento en 6Li. Aunque se podría haber elegido Litio purom el LiPb evita problemas relacionados con la reactividad química. El precio a pagar es un reto materializado como inventario radiactivo de Z alto en el lazo de LiPb que debe controlarse. El material estructural seleccionado es el acero de baja activación EUROFER97, que estará en contacto directo con le LiPb fluyendo a alta velocidad. En este esquema tecnológico, el LiPb asegurará la autosuficiente de tritio de la planta mientras el propio LiPb extrae del manto el calor sobre él depositado por los neutrones. Este esquema recibe el nombre de manto de Litio-Plomo auto-refrigerado (SCLL por sus siglas en inglés). Respecto de los conceptos SCLL previos, es destacable que nos e requieren componentes del SiC, puesto que no hay campos magnéticos en la cámara de reacción. Consecuentemente, el manto SCLL propuesto para HiPER presenta riesgo tecnológicos moderados, similares a otros dispositivos de fusión magnética, como el HCLL, e incluso inferiores a los del DCLL, puesto que no se require SiC. Los retos que se deben afrontar son el control del inventario de Z alto así como las tasas de corrosión derivadas de la interacción del LiPb con el EUROFE97. En este trabajo se abordan ambos aspectos, y se presentan los respectivos análisis, junto con otros aspectos neutrónicos y de activación, tales como la protección de la vasija de vacío por parte del material fértil para garantizar la resoldabilidad de por vida en la cara externa de la vasija. También se propone y se estudio un ciclo de potencia de Brayton de Helio para dos configuraciones diferentes de refrigeración del sistema primera pared-manto reproductor. Las principales conclusiones de estos estudios son: i) el inventario de Z alto puede controlarse y es comparable al que se encuentra en dispositivos de fusión similares, ii)la vasija de vacío requiere una mayor protección frente a la radiación neutrónica y iii) las tasas de corrosión son demasiado altas y la temperatura media de salida del LiPb es demasiado baja. Tiendo en cuenta estos resultados juntos con otras consideraciones relacionadas con el mantenimiento de componentes y la viabilidad constructiva, se ha propuesto una evolución de la cámara de reacción. Las evoluciones más destacables son la introducción de un reflector neutrónico de grafito, la modificación de la configuración de la óptica final, la forma y el tamaño de la cámara de vacío y una nueva subdivisión modular del manto. Se ha evaluado desde el punto de vista neutrónico, y su análisis y posterior evolución queda fuera del objeto de este trabajo. Los códigos utilizados en este trabajo son: CATIA para la generación de geometrías 3D complejas MCAM para la traducción de archivos de CATIA a formato de input de MCNP MCNP para el transporte de la radiación (neutrones y gammas) y sus respuestas asociadas ACAB para la evolución del inventario isotópico y sus respuestas asociadas MC2ACAB para acoplar MCNP y ACAB para el cómputo de dosis en parada usando la metodología R2S basada en celda. Moritz para visualizar los reultados de MCNP FLUENT para llevar a cabo cálculos de fluido-dinámica Para llevar a cabo este trabajo, han sido necesarias unas destrezas computacionales. Las más relevantes utilizadas son: generación de geometrás 3D complejas y transmisión a MCNP, diferentes tñecnica de reducción de varianza como importancia por celdas y weight windows basado en malla, metodología Rigorous-two-Steps basada en celdas para el cálculo de dosis en parada y la modificación del código ACAB para el cálculos con múltiples espectros en la misma simulación. Como resumen, la contribución de este trabajo al proyecto HiPER son dos diseños conceptuales de instalación: una para HiPER Engineering y otra para HiPER Reactor. La primera se ha estudio en profundidad desde el punto de vista de protección radiológica y gestión de residuos, mientras que la segunda se ha estudiado desde el punto de vista de operación: seguridad, comportamiento, vida y mantenimiento de componentes y eficiencia del ciclo de potencia.

Estudio experimental sobre la efectividad y la viabilidad de distintas soluciones constructivas para reducir la concentración de gas radón en edificaciones

El trabajo de investigación desarrollado que ha dado lugar a la realización de esta Tesis, aborda la protección de los edificios frente a la entrada de gas radón y su acumulación en los espacios habitados. Dicho gas (isótopo del radón Rn-222) es un elemento radiactivo que se genera, principalmente, en terrenos con altos contenidos de radio (terrenos graníticos por ejemplo). Su alto grado de movilidad permite que penetre en los edificios a través de los materiales de cerramiento del mismo (porosidad de los materiales, fisuras, grietas y juntas) y se acumule en su interior, donde puede ser inhalado en altas concentraciones. La Organización Mundial de la Salud, califica al radón como agente cancerígeno de grado 1. Según este Organismo, el radón es la segunda causa de contracción de cáncer pulmonar detrás del tabaco. Como respuesta a esta alarma, distintos estados ya han elaborado normativas en las que se proponen soluciones para que los niveles de concentración de radón no superen los valores recomendados por los organismos internacionales responsables de la protección radiológica. En España aún no existe normativa de protección frente a este agente cancerígeno causante de numerosas muertes, y es por tal motivo evidente la necesidad de aportar documentación técnica que ayude a las administraciones nacionales y locales a desarrollar dicha normativa para ajustarse a las recomendaciones europeas e internacionales sobre los niveles que no se deben superar y que, por otro lado, ya han contemplado una gran cantidad de países. Como principal aportación de este trabajo se muestran los resultados de reducción de concentración de gas radón de distintas soluciones constructivas enfocadas a frenar la entrada de gas radón al interior de los edificios haciendo uso de técnicas y materiales habituales en el ámbito de la construcción en España. Para ello, se han estudiado las efectividades de dichas soluciones, en lo referente a su capacidad para frenar la inmisión de radón, en un prototipo de vivienda construido al efecto en un terreno con altas concentraciones de radón. Las soluciones propuestas y ensayadas han sido el resultado de una labor de optimización de los sistemas estudiados en la bibliografía con el fin de adaptar las técnicas a los sistemas constructivos habituales en España y en concreto a la situación real del prototipo de vivienda construido en un lugar con contenidos de radón en terreno muy elevados. El trabajo incluye un capítulo inicial con los conceptos básicos necesarios para entender la problemática que supone habitar en espacios con altos contenidos de radón. ABSTRACT The research developed, which has led to the completion of this thesis, deal with the protection of buildings against entry of radon gas and its accumulation in the ocupated spaces. This gas (radon isotope Rn-222) is a radioactive element generated, mainly, in areas with high levels of radio (granitic terrain for example). Its high mobility allows entering in buildings through the enclosure materials of it (porosity of materials, cracks, crevices and joints) and accumulates inside, where it can be inhaled in high concentrations. The World Health Organization describes radon gas as a carcinogen agent in level 1. According to this Agency, radon is the second leading cause of lung cancer behind tobacco. In response to this alarm, some states have developed regulations that propose solutions to reduce radon concentration levels for not exceeding the values recommended by international agencies responsible in radiation protection. In Spain there is still no legislation to protect against this carcinogen element that cause numerous deaths, and for that reason it is evident the need to provide technical documentation to help the national and local governments to develop legislation for reaching the European and international levels recommendations. As the main contribution of this work are the results of reducing radon concentration using different constructive solutions aimed to stop radon entry in buildings, with techniques and materials common in Spain. To do this, effectiveness of such solutions, have been studied in terms of its ability to stop radon entry in a housing prototype built for this purpose in an area with high radon levels. The solutions proposed and tested have been the result of a process of optimization of systems studied in the literature in order to adapt the techniques to Spanish building material and, specifically, to the actual situation of housing prototype built in a place with high contents of radon in soil. The work includes an initial chapter with the basic concepts needed to understand the problem of living in areas with high levels of radon.

Design of a new neutron delivery system for high flux source

La construcción en la actualidad de nuevas fuentes para el uso de haces de neutrones así como los programas de renovación en curso en algunas de las instalaciones experimentales existentes han evidenciado la necesidad urgente de desarrollar la tecnología empleada para la construcción de guías de neutrones con objeto de hacerlas mas eficientes y duraderas. Esto viene motivado por el hecho de que varias instalaciones de experimentación con haces de neutrones han reportado un número de incidentes mecánicos con tales guías, lo que hace urgente el progresar en nuestro conocimiento de los susbtratos vítreos sobre los cuales se depositan los espejos que permiten la reflexión total de los neutrones y como aquellos se degradan con la radiación. La presente tesis se inscribe en un acuerdo de colaboración establecido entre el Institut Max von Laue - Paul Langevin (ILL) de Grenoble y el Consorcio ESS-Bilbao con objeto de mejorar el rendimiento y sostenibilidad de los sistemas futuros de guiado de neutrones. El caso de la Fuente Europea de Espalación en construcción en Lund sirve como ejemplo ya que se contempla la instalación de guías de neutrones de más de 100 metros en algunos de los instrumentos. Por otro lado, instalaciones como el ILL prevén también dentro del programa Endurance de rejuvenecimiento la reconstrucción de varias líneas de transporte de haz. Para el presente estudio se seleccionaron cuatro tipos de vidrios borosilicatados que fueron el Borofloat, N-ZK7, N-BK7 y SBSL7. Los tres primeros son bien conocidos por los especialistas en instrumentación neutrónica ya que se han empleado en la construcción de varias instalaciones mientras que el último es un candidato potencial en la fabricación de substratos para espejos neutrónicos en un futuro. Los cuatro vidrios tiene un contenido en óxido de Boro muy similar, approximadamente un 10 mol.%. Tal hecho que obedece a las regulaciones para la fabricación de estos dispositivos hace que tales substratos operen como protección radiológica absorbiendo los neutrones transmitidos a través del espejo de neutrones. Como contrapartida a tal beneficio, la reacción de captura 10B(n,_)7Li puede degradar el substrato vítreo debido a los 2.5 MeV de energía cinética depositados por la partícula _ y los núcleos en retroceso y de hecho la fragilidad de tales vidrios bajo radiación ha sido atribuida desde hace ya tiempo a los efectos de esta reacción. La metodología empleada en esta tesis se ha centrado en el estudio de la estructura de estos vidrios borosilicatados y como esta se comporta bajo condiciones de radiación. Los materiales en cuestión presentan estructuras que dependen de su composición química y en particular del ratio entre formadores y modificadores de la red iono-covalente. Para ello se han empleado un conjunto de técnicas de caracterización tanto macro- como microscópicas tales como estudios de dureza, TEM, Raman, SANS etc. que se han empleado también para determinar el comportamiento de estos materiales bajo radiación. En particular, algunas propiedades macroscópicas relacionadas con la resistencia de estos vidrios como elementos estructurales de las guías de neutrones han sido estudiadas así como también los cambios en la estructura vítrea consecuencia de la radiación. Para este propósito se ha diseñado y fabricado por el ILL un aparato para irradiación de muestras con neutrones térmicos en el reactor del ILL que permite controlar la temperatura alcanzada por la muestra a menos de 100 °C. Tal equipo en comparación con otros ya existences permite en cuestión de dias acumular las dosis recibidas por una guía en operación a lo largo de varios años. El uso conjunto de varias técnicas de caracterización ha llevado a revelar que los vidrios aqui estudiados son significativamente diferentes en cuanto a su estructura y que tales diferencias afectan a sus propiedades macroscópicas asi como a su comportamiento bajo radiación. Tal resultado ha sido sorprendente ya que, como se ha mencionado antes, algunos de estos vidrios eran bien conocidos por los fabricantes de guías de neutrones y hasta el momento eran considerados prácticamente similares debido a su contenido comparable en óxido de Boro. Sin embargo, los materiales N-BK7 and S-BSL7 muetran gran homogeneidad a todas las escalas de longitud, y más específicamente, a escalas nanométricas las subredes de Sílice y óxido de Boro se mezclan dando logar a estructuras locales que recuerdan a la del cristal de Reedmergnerita. Por el contrario, N-ZK7 y Borofloat muestran dominios separados ricos en Sílice o Boro. Como era de esperar, las importantes diferencias arriba mencionadas se traducen en comportamientos dispares de estos materiales bajo un haz de neutrones térmicos. Los resultados muestran que el N-BK7 y el S-BSL7 son los más estables bajo radiación, lo que macroscópicamente hace que estos materiales muestren un comportamiento similar expandiéndose lentamente en función de la dosis recibida. Por el contario, los otros dos materiales muestran un comportamiento mucho más reactivo, que hace que inicialmente se compacten con la dosis recibida lo que hace que las redes de Silicio y Boro se mezclen resultando en un incremento en densidad hasta alcanzar un valor límite, seguido por un proceso de expansión lenta que resulta comparable al observado para N-BK7 y SBSL7. Estos resultados nos han permitido explicar el origen de las notorias diferencias observadas en cuanto a las dosis límite a partir de las cuales estos materiales desarrollan procesos de fragmentación en superficie. ABSTRACT The building of new experimental neutron beam facilities as well as the renewal programmes under development at some of the already existing installations have pinpointed the urgent need to develop the neutron guide technology in order to make such neutron transport devices more efficient and durable. In fact, a number of mechanical failures of neutron guides have been reported by several research centres. It is therefore important to understand the behaviour of the glass substrates on top of which the neutron optics mirrors are deposited and how these materials degrade under radiation conditions. The case of the European Spallation Source (ESS) at present under construction at Lund is a good example. It previews the deployment of neutron guides having more than 100 metres of length for most of the instruments. Also, the future renovation programme of the ILL, called Endurance, foresees the refurbishment of several beam lines. This Ph.D. thesis was the result of a collaboration agreement between the ILL and ESS-Bilbao aiming to improve the performance and sustainability of future neutron delivery systems. Four different industrially produced alkali-borosilicate glasses were selected for this study: Borofloat, N-ZK7, N-BK7 and SBSL7. The first three are well known within the neutron instrumentation community as they have already been used in several installations whereas the last one is at present considered as a candidate for making future mirror substrates. All four glasses have a comparable content of boron oxide of about 10 mol.%. The presence of such a strong neutron absorption element is in fact a mandatory component for the manufacturing of neutron guides because it provides a radiological shielding for the environment. This benefit is however somewhat counterbalanced since the resulting 10B(n,_)7Li reactions degrade the glass due to the deposited energy of 2.5 MeV by the _ particle and the recoil nuclei. In fact, the brittleness of some of these materials has been ascribed to this reaction. The methodology employed by this study consisted in understanding the general structure of borosilicates and how they behave under irradiation. Such materials have a microscopic structure strongly dependent upon their chemical content and particularly on the ratios between network formers and modifiers. The materials have been characterized by a suite of macroscopic and structural techniques such as hardness, TEM, Raman, SANS, etc. and their behaviour under irradiation was analysed. Some macroscopic properties related to their resistance when used as guide structural elements were monitored. Also, changes in the vitreous structure due to radiation were observed by means of several experimental tools. For such a purpose, an irradiation apparatus has been designed and manufactured to enable irradiation with thermal neutrons within the ILL reactor while keeping the samples below 100 °C. The main advantage of this equipment if compared to others previously available was that it allowed to reach in just some days an equivalent neutron dose to that accumulated by guides after several years of use. The concurrent use of complementary characterization techniques lead to the discovery that the studied glasses were deeply different in terms of their glass network. This had a strong impact on their macroscopic properties and their behaviour under irradiation. This result was a surprise since, as stated above, some of these materials were well known by the neutron guide manufacturers, and were considered to be almost equivalent because of their similar boron oxide content. The N-BK7 and S-BSL7 materials appear to be fairly homogeneous glasses at different length scales. More specifically, at nanometre scales, silicon and boron oxide units seem to mix and generate larger structures somewhat resembling crystalline Reedmergnerite. In contrast, N-ZK7 and Borofloat are characterized by either silicon or boron rich domains. As one could expect, these drastic differences lead to their behaviour under thermal neutron flux. The results show that N-BK7 and S-BSL7 are structurally the most stable under radiation. Macroscopically, such stability results in the fact that these two materials show very slow swelling as a function or radiation dose. In contrast, the two other glasses are much more reactive. The whole glass structure compacts upon radiation. Specifically, the silica network, and the boron units tend to blend leading to an increase in density up to some saturation, followed by a very slow expansion which comes to be of the same order than that shown by N-BK7 and S-BSL7. Such findings allowed us to explain the drastic differences in the radiation limits for macroscopic surface splintering for these materials when they are used in neutron guides.

Dosimetría a los pacientes pediátricos en cateterismos cardíacos e impacto de las adquisiciones en modo tomográfico

El Comité Científico de Naciones Unidas sobre los Efectos de la Radiación Atómica (UNSCEAR) indica que una de las fuentes principales de radiación artificial a la población mundial es la cardiología intervencionista. Los procedimientos intervencionistas cardíacos son complejos y los pacientes reciben mayores dosis de radiación que en radiología convencional. Las intervenciones coronarias percutáneas complejas y los procedimientos electrofisiológicos se asocian con altas dosis de radiación y, a veces, implican dosis en la piel tan elevadas que pueden causar lesiones y aumentan el riesgo de padecer cáncer. En los últimos años ha aumentado considerablemente el número y el tipo de intervenciones cardíacas pediátricas, especialmente el diagnóstico y tratamiento de defectos cardíacos congénitos. Los pacientes pediátricos, al ser más sensibles a la radiación, requieren una atención especial desde el punto de vista de la protección radiológica. Los niños expuestos a la radiación tienen mayor probabilidad de padecer cáncer (el riesgo es de 2 a 3 veces mayor) que el resto de la población y son más radiosensibles a tumores de tiroides, piel, mama, cerebrales y leucemia...

Períodos críticos de protección contra Spodoptera frugiperda (J.E. smith) (Lepidoptera: noctuidae) para producción de chilote en maíz (Zea mays) de riego y primera

Este estudio fue realizado con el objetivo de determinar el periodo critico para el control de spodoptera fruiperda en la producción de chilotes tanto en época de riego como de primera. Para su realización se usó carboofurán al momento de la siembra (30 lbs/mz) y clorpirifos en dósis de 0.5 lts/mz, estableciéndose 8 períodos de protección para s. frugiperda que van desde 0 hasta 50 días después de la emergencia (DDE), tiempo en el cual la planta de maíz es suceptible al ataque de cogollero. Los resultados indican que las aplicaciones de cabofurán no ejercen control sobre corgollero en las 2 épocas de siembra. En primera, cuando las infestaciones son menores del 45% de corgollos infestados, las aplicaciones de clorpirifos resultan innecesarias. en época de Riego 1 aplicación de clorpirifos después de los 20 DDE es suficiente para obtener los rendimientos máximos. Esta aseveración es fundamentada en el análisis económico el que demuestra que los 5 diferentes tratamientos (0-50, 20-40, 20-50 y 10-40 días de protección) ejercen igual control y no existe diferencia estadística entre ellos en relación a la ganancia neta.

Evaluación de alternativas de protección física y química de semilleros de chiltoma (Capsicum annum L.) contra el ataque del complejo mosca blanca (Bemisia tabaci, Gennadius) Geminivirus

La mosca blanca (B. tabaci) y los geminivirus que transmiten, se han convertido en un severo problema fitosanitario y socioeconómico para los productores de chiltoma (Capsicum annum L.) del municipio de Tisma, Masaya. Este complejo ha provocado grandes e importantes perdidas económicas al reducir los rendimientos, disminuir la calidad y aumentar los costos de producción de la chiltoma. Ante tal situación, en este municipio se evaluaron cuatro alternativas (tratamientos) de protección físicas y químicas de semilleros de chiltoma. Las alternativas evaluadas fueron: Semillero de chiltoma en bandejas bajo condiciones de Microinvernadero, semillero de chiltoma en bancos protegidos con malla organdí o antivirus (microtúnel), semillero de chiltoma en bancos tratado con aceite de Nim, semilleros de chiltoma en bandejas tratado con Gaucho y Confidor. Este estudio se realizó en el periodo comprendido entre los meses de mayo a noviembre del 2006. El tratamiento Microinvernadero presentó las poblaciones más bajas de mosca blanca por planta, y con respecto a la variable incidencia y severidad de virosis, los tratamientos Microinvernadero y Microtúnel, presentaron los menores porcentajes de incidencia y sev eridad de virosis. De acuerdo al análisis económico realizado en este estudio, se encontró que el tratamiento Microtúnel presentó el mayor rendimiento, mayores costos variables y mayor beneficio neto en comparación con los otros tratamientos.