En este proyecto se hará el estudio sistemático de la respuesta de dosímetrtos termoluminiscentes (por ejemplo de LiF:Mg,Ti, CaF2:Dy y CaSO4:Dy) y películas de tinte radiocrómico (por ejemplo Gafchromic XRQA, XR-RV3 y EBT2 y 3) expuestos a rayos X y gamma._x000D_ _x000D_ Se medirá la respuesta del dosímetrocomo función del kerma en aire para 7 haces de rayos X de baja energía entre 30 y 50 kV y rayos gamma de Cs-137 y C-60 para niveles de kerma entre 50 y 500 mGy. Además, se medirá la respuesta como función de la dosis para rayos gamma de Co-60 en un amplio intervalo de dosis (de 50 mGy a 10 kGy) que será usada en el cálculo de la eficiencia relativa._x000D_ _x000D_ A partir de estos datos se obtendrá la respuesta relativa experimental (respuesta por unidad de kerma en aire para un haz de energía efectiva E dividido entre le mismo cociente medido para rayos gamma de Co-60) como función de la energía. Además, se harán cálculos Monte Carlo con los códigos PENELOPE y EGSncr, de la dosis absorbida en el dosímetro y el kerma en aire cuyo cociente es la respuesta relativa calculada._x000D_ _x000D_ Se determinará la eficiencia relativa experimental haciendo el cociente de de las respuestas relativas experimental y calculada; y, de acuerdo a los modelos microdosimétricos, se obtendrá la eficiencia relativa calculada haciendo la convolución de la respuesta como función de la dosis medida para rayos gamma de Co-60 con la distribución de la dosis (frecuencia como función de la dosis) en regiones del orden de nm o micras calculada con los códigos MC dividiendo el dosímetro en volúmenes blanco, con dimensiones del orden mencionado, y registrando la energía impartida a cada uno. _x000D_ _x000D_ Se calculará la distribución de dosis en el Irradiador Gammabeam usando los códigos Monte Carlo y se medirá la dosis en algunos puntos para validar los cálculos. Estos resultados se usarán para definir los puntos en los que se colocarán los dosímetros que se irradiarán a altas dosis con rayos gamma de Co-60. _x000D_ _x000D_ Con respecto de las aplicaciones en radiodiagnóstico y medicina nuclear_x000D_ Se realizarán mediadas de la dosis impartida a los pacientes y al personal ocupacionalmente expuesto (POE) en estudios de radiodiagnóstico y, en el caso de medicina nuclear, a los familiares de los pacientes._x000D_

El estudio de la respuesta, tanto experimental como calculada, de los dosímetros (respuesta como función del kerma y respuesta y eficiencia relativas) dará información sobre los mecanismos microscópicos de la interacción de la radiación ionizante con la materia. Además, los cálculos realizados usando modelos microdosimétricos, basados en el cálculo Monte Carlo de la distribución de dosis en los dosímetros divididos en blancos de micras y en la medida de la respuesta a rayos gamma de Co-60 ayudarán a responder la pregunta de si estos modelos podrían explicar las relaciones de respuesta de materiales dosimétricos TL y de las PTR. _x000D_ _x000D_ Los resultados obtenidos de la respuesta relativa, se utilizarán para obtener la dosis impartida durante estudios de radiodiagnóstico y medicina nuclear, tanto a los pacientes como al personal ocupacionalmente expuesto (médicos, técnicos y enfermeras) de manera precisa y exacta al tomar en cuenta la respuesta de los dosímetros expuestos a los diferentes haces de radiación y radionúclidos utilizados, lo que redundará en un beneficio a los pacientes y/o a los médicos ya que se propondrán alternativas para disminuir la dosis.