Proteccion_Radiologica

PROTECCIÓNRADIOLÓGICA

CarreraLicenciaturaen Higiene ySeguridaden el Trabajo11

Modalidad @Distancia

AutoridadesDecano

Ing. Hugo René PadovaniVicedecana

Lic. María Liliana MazziSecretaria Académica

Dra. Liliana Elena LiperaSecretario Adjunto

Arq. Carlos Antonio OntiverosDirector de Estudios y Coordinación

Lic. Marcelo Daniel VinjoyConsultora General

Lic. Mónica Elsa Eines

Director de CarreraLic. Carlos Héctor Colángelo

Autor de ContenidosLic. Carlos Héctor Colángelo

Procesamiento DidácticoMaría Inés SainzDiseño Editorial

Diego G. Mamone

3Protección Radiológica

Índice General

Unidad 1 - Estructura atómicaObjetivos específicos de la Unidad 1ElectrónNúcleoNucleidoucleidoIsótopoReacciones NuclearesRadiactividad NaturalRadiación CósmicaRadiación TerrestreTransmutaciones ArtificialesQuarksEjerciciosGlosario

Unidad 2 - Elementos de RadiactividadObjetivos específicos de la Unidad 1IntroducciónEl ÁtomoUnidades de Masa AtómicaUnidades de EnergíaDesintegración RadiactivaTipos de DesintegraciónDesintegración AlfaDesintegración BetaDesintegración GammaCaptura ElectrónicaConversión InternaTransición IsoméricaDecaimiento RadiactivoSemiperíodo de DesintegraciónActividadActividad y MasaDesintegraciones SucesivasEquilibrio TransitorioEquilibrio SecularMezclas de Radionucleidos IndependientesTabla de NucleidosEjercicios ResueltosEjercicios PropuestosGlosario

Unidad 3 - Interacción de la Radiación con la MateriaObjetivos específicos de la Unidad 3

1112131314141516171718212223

2526272728293030303233343434353636373839404142444548

4950

Facultad de Informática, Ciencias de la Comunicación y Técnicas Especiales

Licenciatura en Higiene y Seguridad en el Trabajo4

IntroducciónPaso de Partículas Alfa y otros Iones por la MateriaEl Paso de Electrones por la MateriaEl Paso de la Radiación Electromagnética por la MateriaAtenuación de los Rayos X y GammaPaso de Neutrones por la MateriaEjerciciosGlosario

Unidad 4 - Detección y Medición de la RadiaciónObjetivos específicos de la Unidad 4IntroducciónTipos de DetectoresDetectores GaseososDetectores de CentelleoDosímetros PersonalesDetectores de NeutronesDetectores de Estado SólidoSemiconductoresSemiconductores IntrínsecosDetectores SemiconductoresDetectores Semiconductores HiperpurosCálculo de EficienciaLímite de DetecciónInterferencia del Fondo NaturalEspectros Compuestos por más de una RadiaciónAnalizador MulticanalCalibración de DetectoresTiempo Muerto de un DetectorEjerciciosGlosario

Unidad 5 - RadiodosimetríaObjetivos específicos de la Unidad 5IntroducciónDosis AbsorbidaExposiciónFactores de Ponderación de la Radiación, WRDosis Equivalente en un Órgano o Tejido, HTFactor de Ponderación de los Tejidos u Órganos, WTDosis EfectivaEfectos EstocásticosEfectos No Estocásticos o DeterministasEjerciciosGlosario

5152535455596162

63646565656870727476767778808080818185878990

9192939494949596979898

100101


Unidad 6 - Fundamentos de la protección radiológica.Consideraciones generales de los efectosde las radiaciones ionizantes.Objetivos específicos de la Unidad 6IntroducciónFundamentos de la Protección RadiológicaPrácticas e IntervencionesCriterios Básicos de la Protección RadiológicaJustificación de la PrácticaOptimización de la Protección RadiológicaLímites y Restricciones de DosisLímites y Restricciones de Dosis para los TrabajadoresMenores de EdadEmbarazadasRestricciones de DosisLímites de Dosis para Miembros de PúblicoConsideraciones Particulares para las Exposiciones MédicasResiduos RadiactivosTransporte de Material RadiactivoExposiciones PotencialesIntervención en EmergenciasEfectos Biológicos de las RadiacionesClasificación de los Efectos BiológicosEfectos Deterministas por Sobreexposición de todo el CuerpoSíndrome HematopoyéticoSíndrome GastrointestinalSíndrome NeurológicoEfectos Deterministas LocalizadosPielAparato DigestivoAparato RespiratorioSistema CardiovascularSistema UrinarioSistema Nervioso CentralTejido HematopoyéticoEfectos a Nivel OcularÓrganos de la ReproducciónHueso y CartílagoSistema EndócrinoCarcinogénesis RadioindicudaEfectos HereditariosEfectos PrenatalesPeríodo PreimplantacionalPeríodo EmbrionarioPeríodo FetalEjercicios

103104105105106106107107107108108108109110110111113116117118119120121123123123123124124125125125126126127127128128130130131131131133



GlosarioNormas Legales Citadas en esta Unidad

Unidad 7 - Protección Radiológica del Público.Protección Radiológica OcupacionalObjetivos Específicos de la Unidad 7IntroducciónProtección Radiológica del PúblicoDispersión de Materiales Radiactivos en la AtmósferaGrupo CríticoVías Críticas de Exposición del HombreCriterios para la Limitaciónde la Descarga de Efluentes Radiactivos al AmbienteFijación de LímitesProtección Radiológica OcupacionalEstablecimiento de Áreas Controladas y SupervisadasProtección a la Exposición Externa y la Contaminación InternaIntervención del Personal en Situaciones AnormalesControl Radiológico de Áreas de TrabajoMétodos de MonitoreoFilosofía General Recomendada por laComisión Internacional de Protección RadiológicaLímites de DosisNiveles de ReferenciaControl Radiológico Individual enCondiciones Normales de OperaciónCalibraciónRegistrosEntrenamientoEjerciciosGlosario

Unidad 8 - Transporte de Material RadiactivoObjetos específicos de la Unidad 8IntroducciónEl Transporte de Fuentes RadiactivasRequisitos Relativos a Bultos y EmbalajesCaracterísticas de Diseño de los Bultos de TransporteGammagrafíaLa Reglamentación: Norma AR 10.16.1.Reglamentación AplicableFundamentos de la Norma AR 10.16.1.Tipos de BultosEl Sistema de Limitación del Contenido de los BultosRequisitos Funcionales para Bultos del Tipo ARequisitos Funcionales para Bultos del Tipo B(U) Y B(M)

134135

137138139139139144144

149150152153153154155156

158159160

161163163163164165

167168169169170172174176177178182183187189


Control de la Irradiación Externay de la Incorporación en Condiciones de Transporte NormalesLa Irradiación Externa y la Incorporación en AccidentesRequisitos de la Norma AR 10.16.1. Relacionadoscon la Etapa Operativa y los Aspectos AdministrativosTransporte por Arreglos EspecialesResponsabilidades del RemitenteBultos que Contienen Sustancias FusionablesPlanificación para Casos de Emergenciaen el Caso de Transporte de Material RadiactivoGuía de Emergencias y Fichas de IntervenciónCaracterísticas de Peligrosidad de los Materiales RadiactivosInstrucciones para Casos de EmergenciaEjerciciosGlosarioInstrumentos Legales Citados en esta UnidadOrganismos Citados en esta Unidad

Unidad 9 - Gestión de ResiduosObjetos específicos de la Unidad 9IntroducciónObjetivos de la Gestión de Residuos RadiactivosAlternativas en la Gestión de Residuos RadiactivosOpciones de Manejo de Residuos Radiactivosen Instalaciones Nucleares y RadiactivasOpciones en el Aislamiento de Residuos RadiactivosSistemas de Eliminación de Residuos RadiactivosPrincipios de Protección RadiológicaAplicados a la Gestión de Residuos RadiactivosLimitaciones Individuales durante Períodos de AislaciónBarreras Múltiples para Aislamiento de Residuos RadiactivosClasificación Conceptual de Residuos Radiactivosen Base a los Tiempos de Aislación NecesariosCriterios Operativos para la Gestión de Residuos RadiactivosEvaluación de Seguridad de los Sistemas de Disposición DefinitivaEjerciciosGlosarioOrganismos Citados en esta Unidad

Unidad 10 - Sistemas de Protección contra la RadiaciónObjetos específicos de la Unidad 10IntroducciónTécnicas Básicas de ProtecciónReducción del Tiempo de ExposiciónReducción de la Actividad de la FuenteAumento de la Distancia Fuente - Punto de Interés

193197

198201202204

205205207207210211212212

213214215216217

218219204

221222223

224228228230231231

233234235235235235236



Blindaje entre las Personas y la Fuente de RadiaciónEspesor HemirreductorCálculo de Blindajes para Rayos X

Unidad 11 - Aspectos Físicos de los Rayos XObjetos específicos de la Unidad 11IntroducciónGeneración de Rayos XFuente de Alta TensiónCircuitos de Control de EmisiónProducción de Rayos XModelo de Etapas Múltiples Rayos X por FrenamientoRendimiento de ExposiciónSeguridad Radiológica de las Instalaciones y EquiposExposición OcupacionalExámenes Específicos: Aspectos de RadioprotecciónTécnicas GeneralesEjerciciosGlosarioInstrumentos Legales Citados en esta UnidadOrganismos Citados en esta Unidad

Unidad 12 - Aplicaciones Industriales de las RadiacionesObjetivos específicos de la Unidad 12IntroducciónEquipos e Instalaciones: Aspectos de Protección RadiológicaMedidores IndustrialesDescripción de la Norma ISO de ClasificaciónIdentificaciónIdentificación y Localización de las Fuentes en DesusoEjerciciosPublicaciones Citadas como Fuentes en esta UnidadNormas Citadas en esta UnidadInstituciones Citadas en esta Unidad

Unidad 13 - Aplicaciones Médicas de las RadiacionesObjetivos específicos de la Unidad 13IntroducciónTeleterapiaBraquiterapiaTeleterapia. Equipos de Rayos X para TerapiaAceleradores LinealesBraquiterapiaUso Médico de Fuentes Abiertas. Medicina NuclearRadiofármacos en MedicinaTécnicas de Detección “In Vitro”

237238239

241242243243245246247247250251253254258266267268268

269270271271271291291292294295295295

297298299299299300304306311312319


Riesgos Radiológicos Asociadoscon las Prácticas de Medicina NuclearEjerciciosGlosario

Unidad 14 - Rayo LáserObjetivos específicos de la Unidad 14IntroducciónHistoriaEl MáserLáserAplicaciones del LáserLáser AtómicoCategorias de LáserEfectos Biológicos IndeseablesMedidas de Seguridad y Recomendaciones de SeguridadEjerciciosGlosario

321323324

325326327327328329331333333335336337338




Unidad

1ProtecciónRadiológica

EstructuraAtómica



Objetivos específicos de la Unidad 1

Revisar conceptos vistos en materias anteriores.

Sintetizar aspectos de los mismos que hacen a la aplicación en este campo de la protección.

Normalizar el uso de nomenclatura a aplicar en esta asignatura.


Electrón

Pequeña partícula atómica portadora de la carga negativa.

En un átomo estable, los electrones están en órbita alrededor del núcleo y su número es igual al de los protones (partículas positivas) contenidos en el propio núcleo, dando la electroneutralidad del átomo.

Su carga negativa, que es la más pequeña jamás determinada en la naturaleza, es tomada, por convención, igual a la unidad.

La masa de un electrón es 1.840 más liviana con respecto a la de un protón.

Los electrones intervienen en una gran variedad de fenómenos físicos y químicos.

Un objeto está cargado eléctricamente si sus átomos tienen un exceso de electrones (posee carga negativa), o un déficit de los mismos (posee carga positiva).

Núcleo

Porción central del átomo en la cual se distribuyen los protones y electrones.

El núcleo de un átomo está formado principalmente por:

protones (en una cantidad como indica el número atómico del elemento).

neutrones (en número igual a: la diferencia entre el número másico y el número atómico). Ellos no poseen carga eléctrica; es decir, como su nombre lo indica son neutros. Su masa es aproximadamente igual a la del protón.

Todos se encuentran unidos por las fuerzas nucleares de cohesión, asegurada tanto por la interacción entre los protones y neutrones, como por la existencia en el núcleo de otras partículas subatómicas (quarks, partícula de la que luego hablaremos en este mismo capítulo; etc.).

Ese núcleo contiene la casi totalidad de la masa atómica. La masa total del núcleo es inferior a la suma de las masas de los nucleones que lo constituyen, pues parte de ella se encuentra en forma de energía de enlace, que asegura la unión.

La carga total del núcleo es electropositiva (igual al producto de la carga del protón por el número de protones) y se neutraliza exactamente con la carga electronegativa de los electrones existentes en las capas orbitales del átomo.

El diámetro nuclear es unas 10.000 veces menor que el diámetro total del átomo, de lo que se infiere que éste está prácticamente vacío.



El número de protones identifica la especie química y es fijo para cada elemento químico, caracteriza a cada elemento y lo distingue de lo demás; mientras que el número de neutrones puede variar cuando existen diversos isótopos (concepto definido posteriormente) de un mismo elemento.

De la estructura atómica, además del núcleo, distinguimos la corteza, que es la parte exterior, en la cual se encuentran los electrones, con carga negativa.

Éstos, ordenados en distintos niveles, giran alrededor del núcleo.

Los núcleos de elementos pesados (uranio, plutonio) pueden escindirse mediante las reacciones de fisión; mientras que los correspondientes a átomos ligeros (hidrógeno, deuterio), pueden unirse en las reacciones de fusión nuclear, en ambos casos con liberación de grandes cantidades de energía.

Nucleido

Es el nombre genérico que se aplica a todos los átomos que poseen el mismo número atómico y el mismo número másico.

Simbólicamente cada nucleido se representa por

A Χ Z Donde X es el símbolo del elemento químico al que pertenece, A es su número másico y Z es su número atómico, que coincide con el número de electrones.

Isótopo

Átomos que siendo de un mismo elemento:

poseen el mismo Z -número de protones– pero, difieren en el N -número de neutrones-.

Dos isótopos por tanto corresponden al mismo elemento químico; pero tienen un peso atómico (A) distinto, ya que éste resulta de la suma de protones y neutrones del núcleo.

El nombre viene del griego isos, mismo, y topos, lugar, debido a que ocupan el mismo lugar en la tabla periódica de los elementos.

En la notación científica, los isótopos se identifican mediante el nombre del


elemento químico seguido del número de nucleones (protones y neutrones) del isótopo en cuestión, por ejemplo hierro-57, uranio-238 y helio-3; en la notación simbólica, el número de nucleones se denota como superíndice prefijo del símbolo químico, en los casos anteriores: 57Fe, 238U y 3He.

Los isótopos de un elemento químico pueden ser estables o radiactivos.

Reacciones Nucleares

La radioactividad es un fenómeno en el cual un núcleo inestable emite radiaciones.

Las Reacciones nucleares son los procesos por los cuales se combinan o se fragmentan los núcleos de los átomos con la liberación o absorción de energía y de partículas, y la subsecuente formación de nuevos elementos. Ellas son fusión y fisión.

La fusión es aquélla en la que se unen los núcleos; y la fisión, es aquella en la cual se rompen.

La transformación de masa en energía resulta significativa en las reacciones nucleares, como las que tienen lugar en una central nuclear o en una bomba atómica, y en las estrellas, donde la liberación de cantidades ingentes de energía se ve acompañada de una pérdida significativa de masa.

Parte de los radionucleidos (nucleidos radioactivos) activos son restos de los núcleos inestables que aparecieron junto con los núcleos estables en la naturaleza. Otros radionucleidos se generan por bombardeo de rayos cósmicos sobre núcleos estables.

A principios del siglo XX el hombre aprendió a fabricar radionucleidos mediante reacciones nucleares en el laboratorio. Para obtener un radionucleido, basta con desbalancear la cantidad de neutrones versus protones que posee un núcleo estable. Para producir ese desbalance hay varios caminos:

1) Despojar al núcleo de protones (o de neutrones).2) Agregarle al núcleo protones (o neutrones).3) Inducir inestabilidades que fisionen al núcleo.

El acceso a estos procesos puede ser muy diverso pero a los efectos prácticos, es decir la producción económicamente rentable de radionucleidos, el camino para obtener radionucleidos está hoy en día muy definido. Para agregar protones o sacar protones (y neutrones) de un núcleo se lo “bombardea” con iones.

Los iones son otros núcleos despojados de electrones.



Generalmente se utilizan iones “livianos”, como por ejemplo: protones, deuterones, partículas alfas, etc. Para lograr que estos iones penetren dentro del núcleo que actúa como blanco, se los debe acelerar hasta que alcancen altas energías. Estas energías tan altas son necesarias para vencer la repulsión electrostática de los protones que hay dentro del núcleo que actúa como blanco. La forma más primitiva de acelerar iones, es atrayéndolos con una placa cargada con un alto potencial electrostático. El aire frenaría inmediatamente estos iones, por lo que la aceleración debe hacerse dentro de tubos en los que previamente se ha realizado un vacío casi perfecto.

Para despojar los átomos de electrones y obtener los iones, que se usarán como proyectiles sobre los núcleos que actúan como blancos, se utiliza una “fuente” de iones. Existen variados tipos de “fuentes de iones”. Para despojar a los átomos de electrones, se los “sumerge” dentro de un plasma a alta temperatura. Efectivamente cuando un gas alcanza temperaturas muy altas, parte de sus átomos pierden electrones, ionizándose.

Una llama es un plasma con una ionización del orden del 5 %.

Los iones son entonces extraídos de la “fuente” y enfocados mediante lentes electrostáticas dentro del tubo al vacío. Se obtiene así un haz de iones, que puede ser acelerado por atracción electrostática hacia el núcleo que actúa como blanco. Por ejemplo, la fuente de iones puede estar a un millón de voltios positivos respecto de la lámina que contiene los núcleos blancos. El potencial positivo repele los iones acelerándolos hacia el blanco.

Radiactividad Natural

La humanidad ha evolucionado en un ambiente naturalmente radiactivo. La Tierra es bombardeada por rayos cósmicos del espacio y toda la materia contiene algunos rastros de sustancias radiactivas.

Las personas están expuestas a:

La radiación externa, suma de la radiación cósmica y de la radiación emitida por los radionucleidos naturales existentes en la corteza terrrestre.

La irradiación interna, debida a aquellos radionucleidos naturales incorporados a los alimentos, a las bebidas y presentes en el aire inhalado.

En la corteza terrestre existen 68 isótopos radiactivos. Los más importantes son el potasio- 40 (40K), el rubidio-87 (87Rb) y aquéllos que integran las tres cadenas naturales:

Serie del uranio-235 (235U), compuesta 17 por radioisótopos. Serie del uranio-238 (238U), compuesta por 19 radioisótopos.


Serie del torio-232 (232Th), compuesta por 12 radioisótopos.

Todos ellos, conocidos por las siglas en inglés NORM (naturally occurring radioactive materials), constituyen, conjuntamente con la radiación de origen cósmico, la principal fuente de las radiaciones recibidas por los seres humanos.

Radiación Cósmica

La radiación cósmica que llega a las capas superiores de la atmósfera de la Tierra proviene de más allá del sistema solar, e incluso de más allá de nuestra galaxia; solo una fracción pequeña proviene del sol.

Consiste, principalmente en:

Protones. Partículas alfa. Núcleos pesados. Electrones. Radiación gamma, con un amplio rango de distribución energética.

La radiación cósmica primaria es alterada sustancialmente en su pasaje a través de la atmósfera, donde la mayor parte de la misma es absorbida antes de que llegue a nivel del mar.

Radiación Terrestre

El hombre está expuesto a irradiación externa, proveniente de radionucleidos naturales contenidos en suelos y rocas, principalmente potasio 40, rubidio 87 y dos series de elementos radiactivos provenientes de la desintegración del uranio 238 y del torio 232. Los niveles de radiación terrestre dependen de:

La geología local. El contenido de humedad. Otras condiciones atmosféricas.

Debido a las fuentes radiactivas naturales que se encuentran en el aire que respiramos, en el agua que bebemos y en los alimentos que ingerimos, el hombre es irradiado internamente.

El potasio es un componente esencial de todas las células. Un hombre adulto tiene en su cuerpo alrededor de 100 gramos de potasio, de los que aproximadamente 16 miligramos corresponden al potasio 40.

El radón 222 y sus productos de decaimiento, así como en menor magnitud el



radón 220 y sus productos de decaimiento, son las fuentes más importantes de exposición a la radiación para la mayoría de las personas. Provienen del decaimiento del uranio y del torio en la corteza terrestre. Estos gases son emanados de la tierra, a una tasa que depende de diferentes factores tales como: la geología y la condición del suelo, la cobertura vegetal, etc. Al aire libre, se dispersan rápidamente y sus concentraciones, y las dosis resultantes cuando se inhalan, son bajas. Sin embargo, cuando ellos penetran en un edificio, por ejemplo filtrándose a través del suelo, por antiguas cañerías de agua y desagüe, o son emitidos por los radionucleidos naturales contenidos en los materiales de construcción de pisos y paredes, las concentraciones suben, a menos que el edificio esté muy bien ventilado.

Los radones son químicamente inertes y sólo ligeramente radiactivos, dando dosis directas muy pequeñas. Sin embargo, sus productos de decaimiento radiactivos (principalmente el polonio, bismuto e isótopos del plomo) son radiactivos, y se pegan a las partículas de polvo y gotas de agua. Éstas pueden inhalarse y depositarse en la superficie del pulmón el cual, por consiguiente, es irradiado.

Fuentes de exposición a la radiación

Transmutaciones Artificiales

La palabra transmutación, es la conversión de un elemento químico en otro, por medios naturales o artificiales. La transmutación se efectúa espontáneamente en las desintegraciones radiactivas naturales.

RadiacióncósmicaRadiaciónterrestreRadiacióninternaRn-222

Rayos X

MedicinanuclearConsumo dealimentosOtros


Por siglos, transmutar los metales en oro fue una de las inquietudes.

Desde que Ernest Rutherford en 1919, consiguió la primera reacción nuclear artificial, al bombardear nitrógeno con partículas alfa y obtener un isótopo estable del oxígeno de número másico 17, junto a la liberación de un protón, se han llevado a cabo numerosas reacciones nucleares.

Los experimentos de Rutherford abrieron la puerta a transmutaciones nucleares de todo tipo. Se bombardearon átomos con partículas alfa, neutrones, protones, deutrones (2

1H ), electrones y otros. Se desarrollaron instrumentos masivos para acelerar dichas partículas a velocidades y energías muy altas para lograr la penetración a los núcleos.

Realmente, fue la búsqueda de nuevos isótopos y el estudio de estas reacciones lo que condujo, en 1942, al descubrimiento de la fisión nuclear.

En primer lugar, estas reacciones no son ordinarias y sus ecuaciones químicas serán peculiares. Por ejemplo, la primera reacción de Rutherford se expresa de este modo:

Los números atómicos de los núcleos implicados se escriben como subíndices y a la izquierda de sus símbolos químicos; y sus números másicos, como superíndices. En el caso anterior, la partícula alfa se expresa como un núcleo de helio; y el protón, como un núcleo de hidrógeno. Evidentemente, en una reacción nuclear la suma de los números atómicos y la suma de los números másicos ha de coincidir en ambos miembros. A menudo, para simplificar, se utiliza la siguiente notación en lugar de la anterior, indicando entre paréntesis, primero la partícula utilizada como proyectil y luego la emitida por el núcleo bombardeado.

Como cabe suponer, se han ido produciendo un gran número de transmutaciones atómicas artificiales, como también denominamos a estas reacciones, en las que se capturan distintos proyectiles y no sólo partículas alfa. Para hacernos una idea, lo mejor es señalar algunas de las reacciones que han tenido relevancia en el desarrollo de este campo de la investigación, que tantas aplicaciones nos brinda a nuestra sociedad. En una reacción estudiada por Bothe y Becker en 1930, se observó la emisión de neutrones al bombardear berilio con partículas alfa. Los nuevos isótopos producidos eran de carbono 12, el más común de este elemento:

14 N + 4 He 17 O + 1 H 7 2 8 1

9 Be + 4 He 12 O + 1 n4 2 6 0



Los proyectiles utilizados tampoco han de ser necesariamente partículas alfa. Así, en 1932, los británicos Cockcroft y Walton fueron los primeros en usar partículas aceleradas artificialmente para desintegrar un núcleo atómico. Mediante un dispositivo de alto voltaje, llamado multiplicador de tensión, se produjo un haz de protones con gran velocidad. A continuación, se emplearon esas partículas para bombardear un núcleo de litio-7, que se escinde en dos núcleos de helio:

Las partículas cargadas necesitan una energía considerable de algunos MeV, para penetrar en el núcleo venciendo la repulsión electrostática. Gracias al desarrollo tecnológico de los aceleradores, se logra imprimir a las partículas las altas velocidades requeridas, mediante la aplicación de intensos campos eléctricos o magnéticos. No obstante, otra alternativa habría sido emplear partículas sin carga. ¡Y qué mejor candidato que el neutrón, la más pequeña de ellas!. Pero no olvidemos que el neutrón fue la última en descubrirse. Por ello se incorporó más tarde al posible grupo de proyectiles, como sucede en la reacción con el aluminio, el cual se convierte en el isótopo del magnesio de número másico 27, emitiendo a la vez un protón:

A pesar de la ventaja de carecer de carga, presentan dificultades para disponer de ellos, pues se debe recurrir a reacciones nucleares previas, que suministran neutrones con una energía de salida determinada. En algunos procesos se necesitan neutrones “lentos”, por lo cual se debe reducir su velocidad haciéndoles atravesar ciertas sustancias, los moderadores, que los frenan mediante choques con sus propios átomos.

Definimos radiactividad artificial o inducida, como:

Las transformaciones nucleares artificiales, que frecuentemente conducen a isótopos inestables, que se desintegran a través de un proceso similar al de los elementos radiactivos naturales.

Hasta 1933, no se demostró que estas reacciones nucleares podían llevar a la formación de nuevos núcleos radiactivos. Los químicos franceses Irene y Frédéric Joliot-Curie, produjeron aquel año la primera sustancia radiactiva artificial bombardeando aluminio con partículas alfa. Los núcleos de aluminio capturaban estas partículas y emitían neutrones, formándose un isótopo del fósforo que se desintegraba rápidamente. Los Joliot-Curie también produjeron un isótopo del nitrógeno, a partir del boro y uno del aluminio, a partir de magnesio. Desde entonces, se han descubierto muchísimas reacciones nucleares y se han utilizado distintos proyectiles, como partículas alfa, protones, neutrones y deuterones (núcleos de deuterio). Como resultado, se conocen en la actualidad

7 Li + 1 H 2 4 He3 1 2

27 Al + 1 n 27 Mg + 1 H13 0 12 1


varios cientos de isótopos radiactivos artificiales. Por lo tanto, el trabajo de los Joliot-Curie abrió un nuevo camino para el estudio, a juzgar por los resultados obtenidos en la actualidad. No es de extrañar que el premio Nobel que recibió Irene Curie, poco después, volviera a hacer historia. Es el primer caso, único hasta ahora, en el que madre e hija son galardonadas con el Nobel. Además de preparar los isótopos radiactivos utilizando aceleradores, es posible obtenerlos a través de dos medios fundamentales: a partir de los productos de fisión o por irradiación en un reactor nuclear.

Quarks

Es una de las seis partículas que, según se cree, son los constituyentes básicos de las partículas elementales llamadas hadrones, como el protón, el neutrón o el pión.

El concepto de quark fue propuesto independientemente en 1963 por los físicos estadounidenses Murray Gell-Mann y George Zweig. El término quark se tomó de la obra “Finnegans Wake”, del escritor irlandés James Joyce.

Al principio se pensó que existían tres tipos de quark: up, down y strange. Se cree, por ejemplo, que el protón está formado por dos quarks up y dos quarks down. Más tarde, los teóricos postularon la existencia de un cuarto quark; en 1974 se confirmó experimentalmente la existencia de este quark, denominado charm. Posteriormente se planteó la hipótesis de un quinto y sexto quark - denominados respectivamente bottom y top - por razones teóricas de simetría.



Ejercicios

Para la resolución de estos ejercicios se verificarán sus respuestas directamente por la plataforma.

1) Los átomos de un mismo elemento químico tienen todos en su núcleo el mismo número de ………..

2) Un átomo tiene 12 protones, 13 neutrones y 12 electrones. ¿Cuál es su número atómico?

1. 2. 3. 4.

3) Los isótopos oxígeno-16, oxígeno-17 y oxígeno-18, se diferencian en:

1. 2. 3. 4.

4) Un átomo de volframio (W) tiene 74 protones y 108 neutrones. ¿Cuál es su representación adecuada?

1. 2. 3. 4.

5) Señala las afirmaciones correctas:

1.

2.

3. 4. 5.

12132425

El número de protones.El número atómico.El número de neutrones.El número de electrones.

El número másico de un átomo es la suma del número de protones, neutrones y electrones.Todos los átomos de un mismo elemento químico tienen el mismo número de neutrones.Los isótopos de un elemento químico tienen el mismo número atómico.Los isótopos de un elemento químico tienen el mismo número másico.Los isótopos de un elemento químico tienen distinto número de neutrones.


Glosario

Átomo: núcleo y coteza.Protones, neutrones y electrones.Número atómico y número másico.Fisión y fusión.Nucleido.Isótopo: estables y radioactivos.Reacciones nucleares.Iones.Plasma. Llama.Radioisótopos. Transmutación.Partículas alfa.Deutrones.Quarks.Hadrones.Pión.




Unidad


Elementos de Radiactividad




Interpretar conceptos como el de Nucleido, Isóbaros, Isótopos, e isómeros, períodos de desintegración, etc..

Reconocer las distintas unidades asociadas a distintas magnitudes.

Efectuar cálculos y desarrollos de procesos mediante ecuaciones.

Identificar distintos procesos radioactivos y reconocer sus consecuencias.

Representar gráficamente diversos procesos radioactivos.


A = Z + N

Introducción

Recordemos, por su importancia, algunos conceptos fundamentales vistos en la Unidad 1 y ampliaremos el desarrollo de aquéllos sobre procesos radioactivos. Tambien aplicaremos las fórmulas necesarias para su cuantificación, y las representaremos gráficamente.

El Átomo

El átomo es la menor porción en que puede dividirse la materia, sin que pierda sus propiedades.

Se han postulado modelos que explican su estructura, y se acepta hoy en día, el que sostiene que el átomo está constituido por un núcleo que ocupa la parte central y que tiene un tamaño casi 10.000 veces inferior al del átomo en su conjunto.

Alrededor del núcleo se encuentran girando en órbitas, energéticamente bien definidas, los electrones, que son partículas cargadas negativamente. En el interior del núcleo, se encuentran partículas llamadas protones (poseen carga positiva) y neutrones que no tienen carga.

Al conjunto de protones más neutrones (llamados nucleones) se lo denomina número másico y se lo simboliza con la letra A, mientras que el número de protones (o electrones) se lo escribe con la letra Z y al número de neutrones con la letra N.

De esta manera:

(1)

Nomenclatura:

Para representar a un elemento de cualquier especie, la expresión que más suele usarse es:

Electrones orbitales

Núcleo conteniendo protones y neutrones

A No másico Χ SímbolodelElemento Z No Atómico



Todo elemento químico tiene una identificación a través de letras del alfabeto que en algunos casos se escriben con una única letra mayúscula (por ej: . K, P, S, para el potasio, fósforo y azufre respectivamente) y en otros casos con una mayúscula seguida de otra minúscula (pe. Na, Be, Al para el sodio, berilio y aluminio respectivamente).

Como también ya dijimos, existen átomos que siendo de un mismo elemento, poseen el mismo Z pero difieren en el N. Estos elementos son llamados isótopos. Así, en la naturaleza podemos encontrar 3 isótopos del oxígeno: O16

8 , O17

8 , O18

8

Siendo el más abundante el isótopo de A = 16.

Nucleido: es toda especie atómica definida por un A, un Z y su estado energético.

Isóbaros: Son nucleidos que tienen el mismo A.

Ejemplo: Sr90 , Y90

Isótonos: Son nucleidos que tienen el mismo N.

Ejemplo: Si1430 P15

31 S1632 .

Isómeros: Son nucleidos que se diferencian solamente en el contenido energético y tienen igual Z e igual A.

Ejemplo: In113 In113m (La letra m como supraíndice indica metaestable)

Unidades de Masa Atómica

La unidad de masa atómica (u.m.a.) se define como la 1/12 parte de la masa de un átomo de C12.

La masa de cualquier átomo, expresada en gramos, es igual al peso atómico de ese átomo dividido por el número de Avogadro entonces:

C12 = = 1.99 10-23 g (2) atg

u.m.a. = 1,99 10-23 /12 = 1.659 10-24 g

De acuerdo con esto es posible expresar la masa de las partículas del átomo en u.m.a.:

12 g

atg

6.02 1023 at atg


Protón = 1,007594 u.m.a.Electrón = 0,000549 u.m.a.Neutrón = 1,008986 u.m.a.

Unidades de Energía

Aunque se trate de una partícula tan pequeña como es el átomo, hay en juego una gran cantidad de energía, que podríamos interpretar en términos de la ecuación de Albert Einstein, que relaciona la masa con la energía, de la siguiente manera:

E = m c2

donde :

m = masa expresada en gramos.c = velocidad de la luz (3 E10 cm/s)

En consecuencia:

E = 1,66 10 -24 g x ( 3 1010 )2 cm2/s2 = 1.494 10 -3 gcm2/s2

Una unidad de energía comúnmente usada en física, es el ergio:

1 ergio = 1 g x cm2/s2

de esta forma:

E = 1,494 10 -3 ergios.

o sea que por cada u.m.a. se producen 1.494 10 -3 ergios.

Existen otras unidades de energía tales como el Joule y el electronvoltio.

1 eV = 1,6 10 -19 Joule y 1 eV = 1,6 10 -12 ergios

Ya que el eV es una cantidad muy pequeña la energía suele expresarse en keV y MeV (Kiloelectronvoltio y Megaelectronvoltio, respectivamente)

1 kev = 1000 eV

1 MeV = 1000000 eV.

De esta manera se puede expresar la energía producida por u.m.a. y convertirla así:



1 u.m.a. = 1,494 10 -3 ergios

1 Mev. = 1.6 10 -6 ergios

1 u.m.a = 931 MeV.

Energía de unión del núcleo

En principio, la masa atómica de un nucleido podría entenderse como función de sus partículas constitutivas; pero, si se pesara en forma precisa cada una de ellas y luego la del átomo en su totalidad se vería que ésta es menor que la suma de todas ellas, como ya dijimos en la unidad 1.

Esta diferencia es lo que se conoce como “defecto de masa”.

Defecto de masa: Es la masa que se transforma en energía para mantener el núcleo unido.

Por ejemplo calculemos la masa de los nucleones de He42 :

2 (1,008 ) + 2 ( 1,009) = 4,034 u.m.a

La masa de un núcleo de He es de 4, 004 u.m.a.

Entonces 4,034 - 4,004 = 0,030 u.m.a. (defecto de masa)

Desintegración Radiactiva

La desintegración radiactiva, que ya definimos, es azarosa y tiene una constante de desintegración que depende de cada núcleo y se ajusta de esta forma a las leyes estadísticas.

Esta constante de desintegración es la probabilidad de que un núcleo desintegre en la unidad de tiempo.

Se denota con la letra λ, y es su unidad la inversa del tiempo, seg-1 min-1, año-1..

Tipos de Desintegración

Desintegración Alfa

Este tipo de desintegración es característica de núcleos pesados, con Z mayor


que 82 aunque existen algunos emisores alfa que tienen un Z menor, pe. samario (Sm 62

147).

Las partículas alfa son núcleos de helio He4 2, que contienen 2 protones y 2 neutrones,

por lo que un átomo que se desintegra con emisión alfa pierde: 4 unidades de su número másico (A) y 2 de su Z.

El esquema de desintegración puede representarse así:

y es X el nucleido madre; e Y, el nucleido hija.

De esta forma la desintegración alfa, da lugar a la formación de un núcleo hija que será cuatro unidades de A menor y tendrá dos unidades de Z menos.

Po21084 Pb206

82 + He42

La representación gráfica de la transformación que sufre el nucleido del ejemplo, recibe el nombre de esquema de desintegración:

Po21084

100% α = 5.31 Mev Pb206

82

Los decaimientos por emisión alfa, se indican con flechas hacia la izquierda; generalmente en el esquema de desintegración, se consigna la energía con la cual se emite la partícula y además el porcentaje de núcleos madre que desintegran por alfa.

Se pueden encontrar esquemas más complicados, por ejemplo :

Th22890

0.03% .289 MeV

0.4% .253 MeV 0.2% .216 MeV α = 5.11 MeV28% .084 MeV

71% Ra22488

Las flechas verticales indican desintegración gamma.

X A Y A-4 Z Z-2



Desintegración Beta

La desintegración beta puede ser de dos tipos: negativa o positiva.

Las partículas beta negativas, son electrones que se generan en el núcleo y poseen mayor velocidad que los electrones orbitales. La generación de estos electrones sigue el mecanismo de transformación de un neutrón en un protón, más una partícula beta y una partícula sin carga, de masa despreciable, llamada neutrino.

n p+ + β- + ν n p+ + e- + ν

La desintegración beta negativa se puede representar así:

A AΧ Υ

Z Z + 1

Nucleido madre Nucleido hija

Como ejemplo de este tipo de desintegración podemos mencionar la del Sr 90

Sr 90 Y 90 + β- + ν

El esquema de desintegración puede representarse así: Sr90

38

Y90 39

La emisión beta presenta un espectro de energías, que van desde cero hasta un valor máximo. Este valor máximo, corresponde al valor de máxima energía que aparece en tablas. Esto significa que el electrón proveniente del núcleo que está desintegrando puede adquirir cualquier energía entre cero y su máximo, ya que la energía total involucrada en la desintegración es repartida entre él y el neutrino (hay energía cinética del núcleo, pero es despreciable). Como consecuencia de todo esto si se observa un espectro beta veremos que la forma del espectro no presenta picos definidos: No de partic.

Energía máxima E (MeV)


Desintegración beta positiva

El mecanismo de emisión implica la transformación de un protón en un neutrón y un positrón que es emitido junto con un neutrino de acuerdo al siguiente esquema: p+ n + e+ + ν

p+ n + β+ + ν

La desintegración beta positiva puede representarse así:

A A Χ Υ + β+ + ν Z Z - 1

Nucleido madre Nucleido hija

En este tipo de desintegración el núcleo hija tiene un Z que es una unidad menor que el de la madre; y, como en el caso de la emisión beta negativa, el número másico también se conserva.

Como ejemplo se puede mencionar el Na2211 :

Na2211 Ne22

10 + β+ + ν

Su esquema de desintegración es:

Na2211

CE 10% β+ 90% Emax =1.280 MeV

Ne2210

Desintegración Gamma

La radiación gamma es una radiación electromagnética del mismo tipo que la luz.

A diferencia de las anteriores no se desvía en un campo magnético indicando que sus partículas no poseen carga eléctrica, y además, no hay variación del número másico (A) ni del número atómico (Z).



Captura Electrónica

En este tipo de desintegración, el núcleo capta un electrón de las órbitas electrónicas interiores, generalmente de la capa K. Esta órbita vacante es llenada por un electrón de una de las capas exteriores, y da lugar a la emisión de rayos X, que es la única indicación de que se ha producido una transformación.

El electrón capturado, junto con un protón del núcleo, generan un neutrón y un neutrino monoenergético, a diferencia del producido en la desintegración beta.

e- + p+ n + ν

Un ejemplo de esta desintegración es:

I12553

100% CE . 149 MeV

Te12552

El mecanismo de captura electrónica se puede esquematizar así:

A A Χ + e- Υ Z Z - 1 Nucleido madre Nucleido hija

Conversión Interna

La conversión interna se produce cuando fotones gamma que no pueden escapar a la nube de electrones que rodea al núcleo, le transfieren suficiente energía a uno de éstos y lo expulsan del átomo.

Este proceso se lleva a cabo en el nivel K. La energía con la cual se expulsa al electrón es igual a la energía de excitación menos la energía de unión del electrón en su órbita, de ahí que los electrones de conversión interna son mono energéticos.

Transición Isomérica

Este tipo de desintegración se produce entre pares de radionucleídos que tienen A y Z iguales, pero que tienen energías diferentes.


Generalmente uno de los isómeros del par es metaestable y logra el estado fundamental o un estado inferior de energía, que emite radiación gamma.

Como ejemplo podemos citar el decaimiento del Sr87m:

0.390 MeV Sr87m

38

0 Sr8738

Decaimiento Radiactivo

Si consideramos el decaimiento radiactivo de un elemento dado, de tal manera que en el instante t = t0 observamos que hay No = N (t0), veremos que en un intervalo de tiempo ∆t a partir de t0 se habrán producido algunas desintegraciones; es decir, que ya no tendremos N0 núcleos del elemento observado, sino un número menor N (t).

La diferencia ∆N entre N (t0) y N(t) es el número de núcleos que se han desintegrado.

Esta diferencia ∆N es un número negativo, por lo tanto - ∆N han sido las desintegraciones ocurridas en el lapso ∆t.

Cuando hablamos de desintegración radiactiva mencionamos una constante propia de cada especie que denotamos con la letra λ y dijimos que era la probabilidad de que un núcleo desintegre en un cierto intervalo de tiempo.

De esta forma si queremos calcular la probabilidad de desintegración en el intervalo ∆t sabiendo que λ tiene unidades de tiempo -1, sólo tenemos que multiplicar:

λ . ∆t (3)

por otro lado la misma probabilidad expresada matemáticamente es:

No de casos favorables No de casos posibles

El numerador es - ∆N, porque son efectivamente las desintegraciones que se produjeron en ∆t; y el denominador es N0 porque cualquiera de los N0 núcleos presentes a t0 tenían igual probabilidad de desintegrarse. Entonces:

- ∆N (4) N0



Si ahora igualamos las ecuaciones 3 y 4, obtenemos

- ∆N = λ . ∆t (5) N0

A partir de esta ecuación, haciendo algunas operaciones matemáticas se llega a :

Nt = No . e- λt (6)

Esta expresión nos permite calcular el número de núcleos de una sustancia activa presentes en el tiempo t, y conoceremos cuántos había en el instante inicial t0 .

Semiperíodo de Desintegración

Es definido como el tiempo que debe transcurrir para que el número de núcleos que se encontraban presentes en t0, se reduzca a la mitad.

El semiperíodo es otra variable asociada a la velocidad de desintegración.

Reemplazando en la ecuación 6, podemos hallar su relación con λ:

T = ln2 = 0.693

λ λ El T puede tener valores que van desde microsegundos, hasta millones de años.

Actividad

Usualmente para expresar la velocidad de decaimiento se define la Actividad, que es:

La variación del número de núcleos por unidad de tiempo.

O lo que es lo mismo:

∆N ∆t

Como vimos antes este cociente es igual a -λ N

Entonces:

A = - λ N (8)


Multiplicando la ecuación (6) por λ en ambos miembros se obtiene:

λ N t = λ N 0 . e- λt ( 9)

que es lo mismo a:

A t = A 0 e-λt (10)

donde At es la actividad presente a tiempo t siendo A0 la actividad inicial a t = t0.

La actividad es medida en desintegraciones por minuto (dpm) o en desintegraciones por segundo (dps).

Curie

La Actividad de una sustancia radiactiva puede medirse en curies (Ci ), que es la actividad de un nucleido cuya velocidad de desintegración es 2,2 x 1012 dpm o 3,7 x 1010 dps.

Hay una equivalencia entre las unidades de radiactividad:

Unidad dps dpm1Ci 3.7 x 1010 2,22 x 1012

1mCi 3,7 x 107 2,22 x 109

1 uCi 3,7 x 104 2,22 x 106

1 nCi 3,7 x 10 2,22 x 103

Hoy día se emplea el Bequerel (Bq), con una equivalencia de 1 Bq = 1 dps.

Actividad y Masa

La actividad de una muestra radiactiva es proporcional al número de núcleos presentes, y la masa de la sustancia también lo es debido a que: (11) m = N Pa Peso atómico Na No de Avogadro

Entonces, combinando las ec. 5) y 7) es posible relacionar la masa con la actividad:

(12) A = λ . m . Na Pa



Vale aclarar que la masa es la que corresponde a los núcleos que no se desintegraron todavía.

De esta expresión podemos deducir otra variable importante que es la Actividad específica, esto es la Actividad por unidad de masa.

De esta forma:

(13) A = λ Na = AE Siendo AE la actividad específica. m Pa

Usualmente es expresada en Ci/g de un radionucleidos, aunque puede ser también expresada en dpm/ug, pCi/ug, etc..

Desintegraciones Sucesivas

En la mayoría de los casos, la especie radiactiva que se está desintegrando da lugar a la formación de otra especie que también se desintegra, con una constante de desintegración diferente a la del núcleo madre y también a la del núcleo hija. De esta manera se originan las series radiactivas que pueden ser representadas así:

T1 T2 X1 X2 X3

Si para nuestro ejemplo suponemos que X3 es estable, que a t = t0 hay N1,0 átomos con una constante de decaimiento λ1, y además, no hay átomos de la hija; entonces, después de un intervalo de tiempo ∆t, el incremento ∆N2 (núcleos de la hija) estará dado por la velocidad de decaimiento de la madre, menos la velocidad de decaimiento de la hija en ese ∆t.

Si la velocidad de decaimiento de la madre es λ1 . N1 y la velocidad de decaimiento de la hija es λ2 . N2, entonces:

(14) ∆N2

= λ1 . N1 - λ2 . N2 (núcleos hija presentes en ∆t) ∆t

Haciendo uso de la ecuación 6), y luego de algunos pasos matemáticos, se integra la ecuación 14) y se obtiene:

(15) N2 = N1,0 . λ1 ( e-λ1t - e-λ2t ) + N2,0 e

-λ2t

λ2 - λ1

donde N2 es el número de átomos hija presentes en un tiempo t, y N2,0 es el número


de átomos hija al tiempo t0. = 0.

Como supusimos que inicialmente no había átomos de la hija presentes, entonces el último término de la expresión anterior es cero. Además, vemos que el producto N1,0 . λ1 es la actividad de la madre a t = 0.

Si ahora multiplicamos ambos miembros de la ecuación anterior por λ2 y la reescribimos en función de los semiperiodo obtenemos:

(16) A2 = A1,0 T1 ( e-0.693 . t / T1 - e-0.693 t/ T2 )

T1 - T2

Ésta es la expresión de la actividad de un radionucleido hija a tiempo t, conociendo la actividad inicial de la madre a t0 = 0 y suponiendo que inicialmente no había núcleos de la hija presentes.

Equilibrio Transitorio

Este tipo de equilibrio, se presenta cuando la madre tiene un semiperíodo mayor que el de la hija; y se observa que al principio la relación de actividades madre - hija crece, hasta que llega un momento al cabo de aproximadamente siete semiperiodos de la hija, en que esta relación permanece constante. Se dice entonces que el par madre - hija ha entrado en equilibrio transitorio (Fig 1).

Figura 1 - Equilibrio Transitorio

Act

ivid

ad

Tiempo (días)

99 Mo99m Tc



Ésta es la característica del equilibrio transitorio en el cual la desintegración de la “hija” ocurre en función del período de desintegración de la “madre”; éste es el caso de un generador de 99Mo/99mTc.

(extraído de http://www.idecefyn.com.ar/radiofarmacia/Produccion%20de%20Radionuclidos.htm).

Observando la ecuación (16) puede notarse que el término exponencial que contiene al semiperíodo de la hija, puede despreciarse frente al otro exponencial. De esa manera la ec. (16) adquiere la forma:

(17) A2 = A1,0 T1 ( e-0.693 . t / T

1) T1 - T2

que es lo mismo que:

(18) A2 = A1 T1

T1 - T2

Siendo A2 la actividad de la hija a tiempo, t y A1 la actividad de la madre a tiempo, t.

Equilibrio Secular

Cuando el semiperiodo de la madre es mucho mayor que el de la hija, el término exponencial de la hija en la ecuación (18) se hace despreciable frente al de la madre; y también es posible despreciar el semiperiodo de la hija frente al de la madre en la misma ecuación, de tal manera que:

(19) A2 = A1.0 T1 (e-λ

1t ) queda:

T1 - T2

(20) A2 = A1

De aquí puede concluirse que en el equilibrio secular:

1) La actividad de la madre es igual a la de la hija (Fig. 2).2) La actividad de la hija decae con el semiperiodo de la madre.


Figura 2

El equilibrio secular ocurre en aquellos casos en los cuales el periodo de desintegración de la “madre” es mucho mayor que el de la “hija” y ambos radionúclidos decaen con el periodo de la “madre”. Éste es el caso del generador de 113Sn/113mIn.

(Extraido de http://www.idecefyn.com.ar/radiofarmacia/Produccion%20de%20Radionuclidos.htm).

Mezclas de Radionucleidos Independientes

En el caso de dos radionucleidos que no se relacionen genéticamente entre sÍ, cada uno se desintegrará independientemente del otro, y cumplirá con la ley exponencial descripta por la ecuación (10).

En la Fig. 3 puede observarse cómo la curva suma (Actividad del nucleido 1 + Actividad del nucleido 2), varía continuamente su pendiente, hasta que el de período más corto desaparece.

Cuando se hacen mediciones de una mezcla de radionucleidos, y éstas se llevan a cabo hasta que los puntos den una línea recta, el nucleido de periodo más corto ya habrá desaparecido y la cola corresponderá al nucleido de periodo más largo.

Para hallar la actividad correspondiente al nucleido más corto, se extrapola la cola hasta el origen y se resta de la curva experimental.

Act

ivid

ad

Tiempo (horas)

113 Sn

113m In



Figura 3

Tabla de Nucleidos

En la Fig. 4 se muestra un diagrama de Z en función de N, para un gran número de nucleidos. Dicho diagrama, recibe usualmente el nombre de tabla de nucleidos.

Es muy importante notar que los nucleidos estables parecen agruparse a lo largo de la recta Z=N.

Por supuesto hay desviaciones respecto de dicha recta. Por ejemplo: para un Z grande, los nucleidos estables tienden a tener un mayor número de neutrones que de protones. También vemos que para un Z cualquiera, puede haber varios isótopos estables y por lo tanto varios valores N posibles.


Figura 4

Forma esquemática de la tabla de nucleidos. Aparecen en ella los nucleidos estables y aquéllos que pueden decaer mediante distintos tipos de procesos.

En la figura 5, puede visualizarse la tabla de nucleidos en una zona parcial de Z = 1 a 28.

Figura 5 - Tabla de nucleidos (vista parcial)



Ejercicios Resueltos

1) El elemento de masa atómica 234 y número atómico 91 tiene una constante de desintegración radiactiva λ de 9,77 x 10 -3 seg -1. Al cabo de cierto tiempo el número de nucleidos en una muestra ha disminuido al 10% del valor original. Calcular dicho tiempo y a cuántos periodos corresponde.

N(t)=N0e–λt N(t) / N0 )=e–λt

Si N(t)/ N0 )= 0,1

Obtenemos: ln 0,1 = e–λt por lo tanto t = ln 0,1 / 9,77x 10 -3 seg-1 = 235,6 seg

Además T = 0,693 / λ = 70,93 seg

Entonces 235,6 / 70,93 = 3,3

Se disminuye al 10 % del número original de núcleos si transcurre un tiempo igual a 3,3 veces el periodo de semidesintegración.

2) Se desea conocer la masa de una fuente de Sodio 22 de 100 Ci de actividad, cuyo periodo de semidesintegracion es 2,62 años.

m = T/0.693 x A X P at/NA

donde:

m = masa / T = período de semidesintegración / A = actividad / P at = peso atómico del elemento en cuestión / NA = número de Avogadro.

A = 3,7 x 1010 x 100 = 3,7 x 1012 dps

T = 2,62 años x 365 días /año x 24 hs/día x 3600 seg/ hs = 8,8 107 seg

Reemplazando

m = 8,8 10 7seg / 0,693 x 3,7 x 1012 dps x 22 gramos / 6,023 1023 átomos /at gramo

m = 0,016 gramos


Ejercicios Propuestos

A) Para los siguientes ejercicios, Ud. deberá enviar vía plataforma, según se le solicite, la respuesta al tutor en un archivo.

3 - Calcular la actividad de un miligramo de cromo 51 en desintegraciones por segundo y en Curie, sabiendo que el período de semidesintegración es de 27,8 días.

4 - Se desea conocer la masa de una fuente de Sodio 24 de 100 Ci de actividad, cuyo periodo de semidesintegración es 15,05 horas.

5 - Una muestra contiene dos sustancias radiactivas independientes cuyas constantes de desintegración son: λ1 = 10 -6 seg -1 y λ2 = 10 -8 seg -1, siendo las actividades iniciales A1.0 = 1 mCi y A2.0= 2 mCi. Calcular la actividad total al cabo de 10 días y compararla con la original.

6 - Marque según la tabla de radionucleidos la posición que ocupan las desintegraciones alfa, beta positiva, beta negativa, y captura electrónica:

Z Z número protones N número neutrones

N Zona de estabilidad

7 - Un isótopo radiactivo tiene un número atómico Z= 92 y A= 235, su masa atómica es 235,0439 y su densidad 18,92 g / cm3. a) ¿De qué elemento químico se trata? b) ¿Cuál es el número de neutrones? c) ¿Cuántos átomos hay en 100 gramos? d) ¿Qué volumen ocupan los 100 g? e) ¿Cuántos átomos hay por cm3?

8 - a) Transforme 10mCi a Bequerel. b) Transforme 1000 dpm a microCurie.

9 - ¿Qué tipo de radiación tiene mayor producción de pares iónicos?

B) Los siguientes ejercicios, Ud. deberá realizarlos en plataforma y allí podrá controlar sus respuestas.



10- La constante de desintegración radiactiva es un valor que me permite conocer: si el material radiactivo decae rápidamente.si el material es emisor gamma.si el material es capaz de producir efectos estocásticos.

11- La desintegración alfa es:poco ionizante.muy ionizante.produce ionización indirecta.

12- La desintegración beta positiva y la captura electrónica tienen diferencias

y similitudes, marcar las similitudes entre ambas en las siguientes consideraciones:

los Z en ambos decrecen.los Z en ambos aumentan.en ambas desintegraciones, las partículas emitidas son de origen nuclear.ambas emiten rayos X.ninguna emite rayos X.ocupan diferentes lugares en la tabla de radionucleidos.ambas emiten electrones Auger.ninguna emite electrones Auger.

13- Los isótopos tienen el mismo número de: protones.neutrones.electrones.

14- Concepto de actividad velocidad de producción de radioisótopos.velocidad de desintegración.relación entre masa y desintegración.ninguna de las anteriores.

15- Definición de T ½ . Marque la respuesta que considere correcta.tiempo en que tarda los radionucleidos en decaer a actividad cero.tiempo que tarde una población de nucleidos en decaer a la mitad.tiempo en que tarda una población en aumentar su actividad al 50%.ninguna de las anteriores.

16- La dosis debida a fuentes naturales es variable y depende de diversos factores como:

La altura sobre el nivel del mar. El contenido de material radiactivo en el suelo.La altura de las mareas.Las corrientes climáticas.Las explosiones nucleares.


17- Los electrones Auger son de origen:extranuclear. nuclear.



Glosario

Nucleido.Isóbaros.Isótopos.Isómeros.Número de Abogador.u.m.a, ergios, Joule, electrovoltios.Defecto de masa.Desintegración radioactiva. Constante de la misma.Nucleido madre e hija.Desintegración alfa, beta positiva y negativa, gamma.Captura electrónica.Conversión interna.Transición Isomérica.Decaimiento radioactivo.Semiperíodo de desintegración.Actividad.Curie.Actividad específica.Equilibrio transitorio y secular.Mezclas de radionucleidos independientes.Tabla de nucleidos.


Unidad


Interacciónde la Radiacióncon la Materia




Interpretar distintas reacciones de la materia ante el paso de electrones.

Reconocer los efectos que producen las mismas.

Describir la secuencia de procesos que originan cada una de esas reacciones.

Internalizar el significado de distintos coeficientes y su comportamiento según el material.

Diferenciar distintas dispersiones, así como otras reacciones.

Describir con fluidez la secuencia de procesos que esto genera.


Introducción

Todos los empleos de la radiación están basados en cualquiera de las dos siguientes propiedades:

Penetración de la materia. Las radiografías, por ejemplo, son posibles gracias a que los rayos X penetran de manera distinta a los diferentes materiales.

Depósito de energía. Por su lado, en la radioterapia se busca depositar energía en los tejidos malignos para eliminarlos.

A final de cuentas, el depósito de energía en el material, también da lugar a una elevación de temperatura.

Lo que le sucede a la radiación al pasar por la materia es, por tanto, de primordial interés en varios campos. Uno es el ya mencionado de la medicina. Otro, que más nos incumbe aquí, es el de la protección radiológica.

Además, la presencia misma de la radiación en general, no es evidente si no se cuenta con detectores especiales, cuya función es hacernos notar los efectos que la radiación les induce.

Si los orígenes de las radiaciones son atómicos o nucleares, también es de esperarse que sus efectos se inicien a nivel atómico o nuclear. Imaginemos a nivel microscópico que una de las radiaciones que hemos descrito penetra en un material. Lo que esta radiación encuentra a su paso son: electrones y núcleos atómicos; pero en general mucho más electrones que núcleos (por cada núcleo hay Z electrones). Por lo tanto, en términos generales las interacciones con los electrones serán mucho más abundantes que con los otros núcleos.

Los efectos más comunes son la ionización y la excitación atómica del material; menos numerosos son los cambios estructurales..

La energía promedio necesaria para producir ionización en un elemento, depende de su número atómico, como ya hemos dicho:

En los elementos ligeros es del orden de decenas de eV. Para aire se acepta el valor de 34 eV.

Aunque no toda la energía se va a ionizar, esto significa que una sola radiación de energía de varios MeV es capaz de producir un total de unos 100 000 pares ión-electrón en aire. La forma detallada en que se produce esta ionización, es distinta para cada tipo de radiación y su energía.

Conviene separar los tipos de radiación en cuatro grupos según su interacción con la materia:



1) Las partículas pesadas cargadas positivamente, que incluyen partículas alfa, protones e iones pesados energéticos.

2) Las partículas ligeras cargadas, como electrones, betas y positrones.3) Las radiaciones electromagnéticas, incluyendo rayos X y gamma.4) Los neutrones. La figura 1 esquematiza los rasgos principales de estos

procesos.

Figura 1 - Resumen de cómo los distintos tipos de radiación interaccionan con la materia.

Paso de Partículas Alfa y otros Iones por la Materia

Las partículas alfa (y otros iones pesados) tienen carga positiva y carga grande.

Al penetrar la materia atraen a su paso eléctricamente a los electrones cercanos, y producen la ionización de estos átomos. Pierden una pequeña fracción de su energía en cada ionización producida, y se frenan gradualmente hasta llegar al reposo. Cuando su velocidad ya se ha reducido de manera sensible, atrapan electrones del material, finalmente se detienen, y constituyen átomos extraños de helio dentro del material.


Dado que su masa es mucho mayor que la de los electrones que se encuentran a su paso, su trayectoria es esencialmente recta. Sólo muy ocasionalmente chocan con un núcleo y se produce una desviación. Como son fuertemente ionizantes, pierden su energía cinética pronto, y el alcance de las partículas alfa en cualquier material es mucho menor que el de las otras radiaciones. Además, el alcance es mayor, mientras mayor es la energía de la partícula. En sólidos es típicamente de unas micras.

Las partículas alfa provenientes de una fuente radiactiva, tienen todas los mismos alcances, en virtud de que son monoenergéticas.

Para estimar el alcance de las partículas alfa en aire se puede usar la siguiente fórmula empírica:

R (aire) = 0.318 E3/2

donde el alcance R está dado en centímetros y la energía E la de partícula alfa está en MeV.

En alcance en sólidos, se obtiene a partir del alcance en aire de acuerdo con la ecuación:

R (sólido) = 3.2 x 10-4 (aire)

donde:

A es el número de masa del sólido yp es su densidad en g/ cm².

Resulta del orden de una diezmilésima del alcance en aire.

El Paso de Electrones por la Materia

Los electrones energéticos y las partículas betas negativas, tienen carga eléctrica, y su masa es la misma que la de los electrones atómicos que se encuentran a su paso. De hecho son indistinguibles de los electrones del material. Al igual que las partículas alfa, van avanzando y perdiendo energía al ionizar y excitar los átomos del material, hasta frenarse totalmente; pero con la diferencia de que sus trayectorias no son líneas rectas y, por lo tanto, su alcance no está tan bien definido con el caso de las alfas.

Esto se debe a que en choques entre partículas de la misma masa, puede haber desviaciones importantes de la dirección inicial del proyectil.



El alcance en sólidos de electrones de MeV de energía es típicamente de unos milímetros, y en aire es de unas decenas de centímetros. Cuando han perdido toda su energía se detienen, y constituyen entonces una carga eléctrica extra, colocada dentro del material, que se confunde con los demás electrones. Como las betas provenientes de una fuente radiactiva no son monoenergéticas (por la energía que se lleva el neutrino), su alcance es variado.

Cuando un electrón energético se avecina a un núcleo, es desviado bruscamente por la gran carga eléctrica del núcleo. Este desvío provoca la emisión de un fotón de rayos X, cuya emisión se denomina radiación de frenamiento o bremsstrahlung, y es un mecanismo considerable de pérdida de energía de los electrones. El desvío es más importante, cuanto mayor sea el número atómico Z del material frenador. Es lo que produce la radiación proveniente de un tubo generador de rayos X.

Los positrones siguen esencialmente el mismo proceso de frenado que los electrones negativos, salvo al final de su trayectoria. Siendo antimateria, no pueden existir por mucho tiempo en un mundo de materia.

El proceso normal que sufren una vez que se ha frenado casi totalmente, es el siguiente. En virtud de que tienen carga positiva, se asocian temporalmente a un electrón del material, y forman un “átomo” llamado positronio, en el que el electrón y el positrón giran uno alrededor del otro. El positronio tiene una vida media del orden de 10-10 segundos. Luego se aniquilan las dos partículas, y emiten radiación electromagnética (rayos gamma). Las masas del electrón y del positrón son de 0.51 MeV cada uno, así que hay 1.02 MeV disponibles al aniquilarse. Normalmente se emiten dos rayos gamma, cada uno de 0.51 MeV; ésta se llama radiación de aniquilación.

El Paso de la Radiación Electromagnética por la Materia

Los rayos X y gamma, al no tener carga, no pueden ser frenados lentamente por ionización al atravesar un material. Sufren otros mecanismos que al final los hacen desaparecer, transfiriendo su energía; pueden atravesar varios centímetros de un sólido, o cientos de metros de aire, sin sufrir ningún proceso ni afectar la materia que cruzan. Luego sufren uno de los tres efectos siguientes y depositan allí gran parte de su energía. Los tres mecanismos de interacción con la materia son: el efecto fotoeléctrico, el efecto Compton y la producción de pares. Se describen en forma gráfica en la figura 2.

a) El efecto fotoeléctrico consiste en que el fotón se encuentra con un electrón del material, le transfiere toda su energía, y desaparece el fotón original. El electrón secundario adquiere toda la energía del fotón en forma de energía cinética, y es suficiente para desligarlo de su átomo y convertirlo en proyectil. Se frena éste por ionización y excitación del material.


b) En el efecto Compton, el fotón choca con un electrón como si fuera un choque entre dos esferas elásticas. El electrón secundario adquiere sólo parte de la energía del fotón y el resto se la lleva otro fotón de menor energía y desviado.

c) La producción de pares puede producirse, cuando un fotón energético se acerca al campo eléctrico intenso de un núcleo. En este caso el fotón se transforma en un par electrón- positrón. Si la energía del fotón original es mayor que 1.02 MeV, el excedente se lo reparten el electrón y el positrón como energía cinética, pudiendo ionizar el material.

Cada uno de los efectos predomina a diferentes energías de los fotones:

• A bajas energías (rayos X) predomina el fotoeléctrico.• A energías medianas (alrededor de 1MeV) , el Compton.• A energías mayores, la producción de pares.

Figura 2 - Las tres maneras principales de que los rayos X

y los rayos y interaccionan con la materia.

En los tres casos se producen electrones energéticos.

Atenuación de los Rayos X y Gamma

Supóngase que se envía un haz delgado de intensidad I0 (número de fotones), de rayos X o gamma monoenergéticos, sobre un material de espesor x: Si se coloca detrás de éste un detector, como lo muestra la figura 3; en el material, el haz será atenuado por las tres interacciones ya mencionadas, llegando al detector sólo la cantidad I, menor que I0.



La atenuación obedece la ley exponencial:

I = Ioe- ux

donde e es la base de los logaritmos naturales, yu se llama coeficiente lineal de atenuación.

Normalmente x se expresa en unidades de cm, por lo que:

u estará dado en cm-1.

Nótese que la ecuación tiene la misma forma que la ley de decaimiento radiactivo.

Figura 3 - Experimento de transmisión de radiaciones.

El número de radiaciones absorbidas es Io -I, y depende del espesor x del absorbedor.

Figura 4 - Curva exponencial de atenuación de rayos X o gamma.

Se indican las capas hemirreducora y decimorreductora.

radiaciónincidente

Io

detectorI

capa hemirreductora

capa decimorreductora

grueso del absorvedor (x)

Inte

nsid

ad d

e ra

diac

ión

trans

miti

da (I

)

Io

Io2

Io10


La figura 4 muestra una curva de atenuación típica.

Cuando x= 0, o sea sin absorbedor, la intensidad medida I= I0.

El valor del coeficiente lineal de atenuación u determina qué tan rápidamente cae la curva de atenuación.

En analogía con la vida media, se puede definir:

La capa hemirreductora x1/2, como el grueso de absorbedor que reduce la intensidad inicial a la mitad.

Dos capas hemirreductoras la reducen a una cuarta parte, y así sucesivamente, n capas hemirreductoras la reducen por un factor 1/2n.

La capa hemirreductora está relacionada con el coeficiente lineal de atenuación según la ecuación:

x1/2= 0.693/ u

También se define:

La capa decimorreductora x1/10 como el espesor que reduce la intensidad a una décima parte.

Dos de éstas la reducen a un centésimo, y n capas decimorreductoras la reducen a un factor 1/10n.

La capa decimorreductora se relaciona con u según la ecuación:

x1/10 = 2.203/ u

Una cantidad que se usa normalmente es el coeficiente másico de atenuación um, que:

se obtiene al dividir el coeficiente lineal de alineación, por la densidad p del material.

um= u/p

Si las unidades de p son g/ cm³,

las unidades de um son cm²/g

Si se emplea el coeficiente másico de atenuación, la ley de atenuación queda en la forma:



I = Io e- um

(px)

Los coeficientes lineal y másico de atenuación, difieren de un material a otro, según sean bueno o malos absorbedores de rayos X y gamma. También sus valores dependen de la energía de la radiación.

La figura 5, muestra un ejemplo de la variación del coeficiente másico de atenuación para un buen absorbedor, el plomo, según la energía. Allí se puede ver también la contribución relativa que ofrecen cada uno de los tres efectos de atenuación.

Figura 5 - Coeficiente másico de atenuación de rayos Xy gamma en plomo, según la energía del fotón.

Se indica la contribución de cada uno de los tres efectos.

La absorción de energía por el material está relacionada por la atenuación, pero no son iguales.

La atenuación en un experimento como el de la figura 3, implica absorción de energía sólo si se trata de efecto fotoeléctrico; en los otros dos efectos, la atenuación del haz inicial implica la absorción de sólo una parte de la energía de los fotones. Se define entonces:


Un coeficiente de absorción ua, que siempre es menor o igual al de atenuación.

Paso de Neutrones por la Materia

Como ya se vio, los neutrones tienen masa casi igual a la del protón, pero no tienen carga eléctrica. Sin embargo, se ven afectados por la fuerza nuclear. En consecuencia, no ionizan directamente a los materiales por no interaccionar con los electrones; el único efecto que pueden producir es chocar directamente con los núcleos. Como esto es poco probable, los neutrones pueden recorrer distancias de algunos centímetros sin sufrir ninguna colisión.

Cuando llegan a incidir directamente sobre un núcleo, puede suceder cualquiera de dos procesos:

• la dispersión elástica• la reacción nuclear, que incluye:

o la dispersión inelásticao la captura radiactivao la fisión nuclear

En algunas reacciones hay absorción de neutrones, en otras hay producción adicional.

La dispersión elástica se puede visualizar como el choque de dos bolas de billar; aunque en nuestro caso, el blanco es siempre más pesado que el proyectil.

Al chocar el neutrón con un núcleo, rebota en cualquier dirección, transfiriéndoles al núcleo una cantidad de energía cinética. Esta energía transferida es mayor cuanto más ligero sea el núcleo, y también es mayor si el núcleo sale hacia adelante. La energía transferida es a costa de la energía del neutrón incidente, por lo que éste es desviado en cada colisión y pierde una fracción de su energía, pero nótese que no desaparece.

La dispersión elástica que produce es la siguiente:

1H+n n+1H

En esta dispersión, el neutrón puede transferir la totalidad de su energía al protón (1H), por tener ambos la misma masa.

En las reacciones nucleares, el neutrón es absorbido por el núcleo, y se emitien después otras radiaciones.

Si sucede la llamada dispersión inelástica, el núcleo residual queda en estado excitado, y el neutrón emitido, pierde una parte considerable de su energía.



En los elementos pesados como el uranio, los neutrones pueden inducir la fisión nuclear, con la cual se emiten dos fragmentos pesados de fisión y varios nuevos neutrones.

Los neutrones pueden inducir muchos otros tipos de reacción nuclear, emitiéndose, por ejemplo, protones, partículas alfa, deuterones y combinaciones de éstos. La reacción nuclear inducida por neutrones que mayor daño produce en el hombre, sucede principalmente a bajas energías de neutrón:

14N+n p+14 C

En la mayoría de las reacciones productoras de neutrones, éstos son emitidos con energías del orden de varios MeV, y se denominan rápidos. Al incidir en cualquier material, los neutrones rápidos sufren preferentemente dispersiones elásticas con los núcleos; van rebotando de núcleo en núcleo, y pierden cada vez una fracción de su energía inicial, hasta que después de muchos choques (pueden ser varios cientos). Su velocidad promedio es comparable con las velocidades térmicas de las moléculas. Se llaman entonces neutrones térmicos, y sus energías son del orden de 1/ 40 de eV. Los neutrones térmicos sufren más reacciones nucleares que los rápidos.

Los daños causados en los materiales por los neutrones se deben a varios efectos.

En una dispersión elástica, por ejemplo, primero el átomo golpeado es desplazado de su lugar original, luego se convierte en ión pesado con energía, la cual va perdiendo por ionización y excitación al atravesar el material, y puede finalmente producir otros desplazamientos atómicos. Todos estos procesos dañan el material. Si se tratara de una captura radiactiva, por ejemplo, el núcleo golpeado emite un rayo gamma, el cual interacciona con el material según ya hemos visto.

Otras reacciones nucleares liberan radiaciones energéticas que producen sus efectos correspondientes.


Ejercicios

1) Señale, sobre un impreso, los siguientes efectos. ¿En qué zonas del gráfico se ubican?

a- Efecto fotoeléctrico b- Efecto Compton Z material c- Creación de pares

Energía fotón

Envíe ese gráfico al tutor.

2) Describa sucintamente con sus palabras, en qué se basan cada uno de estos fenómenos y envíe por plataforma, según el tutor lo solicite.

¿Qué es el Breemstrahlung? ¿Cuál es su importancia al considerar la construcciones de blindajes para materiales de bajo número atómico y las radiaciones Beta?

3) ¿Por qué es prácticamente imposible observar el efecto Compton empleando luz visible? Envíe por plataforma la respuesta.

4) Indique si es verdadero o falso.

Las masas del electrón y positrón a aniquilarse, dependen del material del cual se trate.

Se llama radiación de aniquilación a la emisión de rayos ganma. Los rayos X y gamma son frenados lentamente por la ionización. Cada uno de los efectos predomina según la velocidad de incidencia de la

partícula en la reacción. La atenuación obedece a una fórmula lineal. El coeficiente lineal y másico de atenuación, dependen de cada elemento. La absorción de energía por el material es la atenuación. El coeficiente de absorción es siempre igual al de atenuación.

5) Dada por plataforma una tabla de elementos, calcular la atenuación, la capa hemirreductora, la decimorreductora, el coeficiente másico.



Glosario

Alcance de partículas alfa en el aire y en los sólidos.Frenamiento o bremsstrahlung.Positronio.Radiación de aniquilación.Efecto fotoeléctrico, Compton y de producción de pares.Coeficiente lineal de atenuación.Capa hemirreductora y decimorreductora.Coeficiente másico de atenuación.Coeficiente de absorción.Dispersión elástica, inelástica, reacción nuclear, captura radioactiva, fisión nuclear.Neutrones rápidos y térmicos.


Unidad


Deteccióny Mediciónde la Radiación




Reconocer los distintos tipos de detectores existentes en el mercado.

Diferenciar las ventajas y desventajas de los mismos.

Definir las regiones de voltaje que cubren los distintos detectores.


Introducción

Puesto que la radiación ionizante en general no es perceptible por los sentidos, es necesario valerse de instrumentos apropiados para detectar su presencia. Asimismo, interesan su intensidad, su energía, o cualquier otra propiedad que ayude a evaluar sus efectos.

Se han desarrollado muchos tipos de detectores de radiación, algunos de los cuales se van a describir aquí. Cada clase de detector es sensible a cierto tipo de radiación y a cierto intervalo de energía. Así pues, es de primordial importancia seleccionar el detector adecuado a la radiación que se desea medir. El no hacerlo puede conducir a errores graves.

El diseño de los detectores está basado en el conocimiento de la interacción de las radiaciones con la materia. Como ya sabemos, las radiaciones depositan energía en los materiales, principalmente a través de la ionización y excitación de sus átomos. Además, puede haber emisión de luz, cambio de temperatura, o efectos químicos, todo lo cual puede ser un indicador de la presencia de radiación.

Se van a describir los detectores más comunes en las aplicaciones de la radiación, como son los de ionización de gas y los de centelleo.

Tipos de Detectores

Detectores Gaseosos

Como su nombre lo indica, estos detectores constan de un gas encerrado en un recipiente de paredes tan delgadas como sea posible para no interferir con la radiación que llega. Los iones positivos y negativos (electrones), producidos por la radiación dentro del gas, se recogen directamente en un par de electrodos a los que se aplica un alto voltaje.

La corriente eléctrica así inducida, en general es en forma de pulsos de corta duración; estos pulsos son contados directamente, o activan un medidor de corriente, o pueden ser conectados a una bocina. Esta medida de ionización puede transformarse directamente a unidades de exposición (Roentgens), según su definición (véase la figura 1).



Figura 1 - Funcionamiento de un detector gaseoso.

Los iones y electrones producidos en el gas por la radiación son colectados en el ánodo y el cátodo.

Debido a la baja densidad de un gas (comparado con un sólido), los detectores gaseosos tienen baja eficiencia para detectar rayos X o gamma (típicamente del orden de 1%); pero detectan prácticamente todas las alfas o betas que logran traspasar las paredes del recipiente.

En un detector gaseoso puede usarse cualquier gas (incluso aire). Normalmente se usa una mezcla de un gas inerte (v.gr. argón) con un gas orgánico; el primero ayuda a impedir la degradación y el segundo cede fácilmente electrones para recuperar las condiciones iniciales después de una descarga.

Cada gas tiene diferente potencial de ionización (energía necesaria para producir una ionización); para las mezclas más comunes éste es de alrededor de 34 eV.

La geometría más usada para contadores gaseosos es de un cilindro metálico con un alambre central. Se aplica un alto voltaje positivo al alambre, y se convierte en ánodo; y el cilindro, en cátodo. Entonces los electrones se dirigen al alambre; y los iones positivos, al cilindro. La velocidad de los electrones es mayor que la de los iones.

Cuando una radiación produce un cierto número de pares de iones, éstos se dirigen a los electrodos correspondientes gracias a la aplicación de un alto voltaje. Sin el alto voltaje apropiado, el detector no funciona o puede dar lecturas erróneas. En su trayecto hacia los electrodos, los iones y electrones son acelerados por el campo eléctrico, y pueden a su vez producir nuevas ionizaciones, o bien pueden recombinarse (neutralizarse).

La magnitud de estos efectos depende del tipo de gas, del voltaje aplicado y del tamaño del detector. Los diferentes detectores gaseosos (cámara de ionización,

gas

altovoltaje

cátodo

ánodo


proporcionales y Geiger-Müller), se distinguen por su operación en diferentes regiones de voltaje. La figura 2 muestra estas regiones para un detector típico; se grafica el número de iones colectados en los electrodos contra el voltaje aplicado, para partículas alfa y beta respectivamente.

Figura 2 - Regiones de operación de un detector gaseoso.

En la región I, el voltaje es tan bajo que la velocidad que adquieren los iones y electrones es pequeña, dando lugar a una alta probabilidad de que se recombinen. Por el peligro de perder información. Esta región normalmente no se usa.

En la región de voltaje II, el número de iones colectados no cambia si se aumenta el voltaje. Se recogen en los electrodos esencialmente todos los iones primarios; es decir, no hay ni recombinación ni ionización secundaria. Por esta razón, el tamaño del pulso depende de la ionización primaria y, por lo tanto, de la energía depositada por cada radiación. Se llama región de cámara de ionización y se usa para medir la energía de la radiación, además de indicar su presencia. En general, la corriente generada en estas cámaras, es tan pequeña que se requiere de un circuito electrónico amplificador muy sensible para medirla.

En la región III, llamada proporcional, la carga colectada aumenta al incrementarse el voltaje. Esto se debe a que los iones iniciales (primarios), se aceleran dentro del campo eléctrico pudiendo, a su vez, crear nuevos pares de iones. Si uno sube el voltaje, la producción cada vez mayor de ionización secundaria da lugar a un efecto de multiplicación. Los pulsos producidos son mayores que en la región anterior, pero se conserva la dependencia en la energía de las radiaciones.

Aumentando aún más el voltaje, se llega a la región IV, llamada de proporcionalidad limitada, que por su inestabilidad es poco útil en la práctica.

Si sigue aumentándose el voltaje, se llega a la región V, llamada Geiger-Müller

Númerode iones

colectados Cámarade

ionizaciónproporcional

GeigerMüller

500 1000 voltaje



En esta región, la ionización secundaria y la multiplicación son tan intensas que se logra una verdadera avalancha de cargas en cada pulso (Figura 3). Los pulsos son grandes por la gran cantidad de iones colectados, pero se pierde la dependencia en la ionización primaria.

Figura 3 - Avalanchas producidas en un detector Geiger-Müller.

Los detectores Geiger-Müller (o sencillamente contadores Geiger) que operan en esta región, son indicadores de la presencia de radiación, pero no pueden medir su energía. Son los más usados porque son fáciles de operar, soportan trabajo pesado, son de construcción sencilla y se pueden incorporar a un monitor portátil. Generalmente operan con voltaje de alrededor de 700 a 800 volts, pero esto puede variar según el diseño de cada detector.

Si se incrementa el voltaje aún más, se obtiene una descarga continua (región VI), no útil para conteo.

Detectores de Centelleo

Es un tipo de detector gaseoso. Existen muchos otros tipos de detectores de radiación que no operan con la ionización de un gas.

Uno de los más empleados es el llamado detector de centelleo. En él se aprovecha el hecho de que la radiación produce pequeños destellos luminosos en ciertos sólidos. Esta luz se recoge y transforma en un pulso eléctrico.

Los detectores de centelleo tienen algunas ventajas sobre los de gas:

En primer lugar, un sólido, por su mayor densidad, es más eficiente en detener

alto voltaje

amplificador


la radiación que un gas. Por lo tanto la eficiencia de un detector de centelleo es muy superior a la de uno de gas, especialmente para rayos gamma.

En segundo lugar, el proceso de luminiscencia, o sea la absorción de radiación y la posterior emisión de luz, es muy rápido, y disminuye el tiempo muerto.

El material que produce el destello se llama cristal de centelleo. Se selecciona:

para que tenga una alta eficiencia en absorber radiación ionizante y emitir luz (luminiscencia).

para ser transparente y poder transmitir la luz producida. para estar a oscuras y que la luz ambiental no lo afecte.

El material más empleado como cristal de centelleo es el yoduro de sodio activado con talio, NaI (Tl). Es de costo bajo y es muy estable. Otro muy común es el yoduro de cesio activado con talio, CsI (Tl), y hay otros materiales inorgánicos de usos especiales. Por otro lado, especialmente para detectar neutrones, suelen emplearse materiales orgánicos como plásticos. De éstos los más importantes son el antraceno y el estilbeno. Para ciertas aplicaciones son útiles también los líquidos orgánicos.

Con objeto de transformar la pequeña cantidad de luz producida por un cristal de centelleo, en una señal eléctrica que se puede manejar con más comodidad, se pone en contacto con un dispositivo llamado fotomultiplicador, esquematizado en la figura 4.

Figura 4 - Detector de centelleo fotomultiplicador.

El contacto debe ser óptico (por ejemplo con grasa transparente), para que no haya pérdidas. El tubo fotomultiplicador es un recipiente de vidrio sellado y al alto vacío. La cara que está en contacto con el cristal de centelleo, va cubierta en su interior por

radiación

Luz

A Cristal de centelleoB Contacto ópticoC Tubo fotomultiplicadorD FotocátodoE DinodosF Señal de salida



un material que emite electrones al recibir luz (fotocátodo) y opera como una celda fotoeléctrica. Estos electrones son acelerados y multiplicados en campos eléctricos secuenciales entre electrodos llamados dinodos, lográndose multiplicaciones de un millón de veces. En el último de ellos la señal eléctrica es suficientemente grande, para poder ser manejada con amplificadores y analizadores de pulsos convencionales.

Dosímetros Personales

Cabe aclarar que los detectores que no brindan la información del campo de radiación en forma inmediata a la medición, se denominan detectores retardados, dado que necesitan algún proceso para su lectura, que se realiza a posteriori a la medición.

El personal expuesto normalmente a radiaciones requiere:

De la medida habitual de la dosis recibida. De un seguimiento de la dosis acumulada en un lapso dado.

Para esto se acostumbra usar dosímetros personales, que son dispositivos sensibles a la radiación; pero que por su tamaño y peso pueden ser portados individualmente con comodidad, ya sea en el bolsillo o asidos a la ropa con una pinza. Los más comúnmente empleados son:

Los de película fotográfica. Las cámaras de ionización de bolsillo. Los termoluminiscentes.

Los dosímetros de película (véase la figura 5) aprovechan el hecho bien conocido de que la radiación vela las películas fotográficas, como sucede en las radiografías. La emulsión fotográfica contiene granos de bromuro de plata (AgBr), y al pasar por ella una radiación deja a su paso iones de bromo y de plata suspendidos en la emulsión, como imagen latente. Cuando se revela la película aparecen los granos de plata metálica. El oscurecimiento se mide después con un densitómetro óptico, que mide la transmisión de luz, y de allí se deduce la dosis recibida.

Figura 5 - Dosímetros de bolsillo.(a) Película fotográfica. (b) Cámara de ionización.

película

portadosímetro

filtros


Como el oscurecimiento depende también del tipo y de la energía de la radiación recibida, en el portadosímetro, que generalmente es un receptáculo de plástico, se incluyen filtros en forma de pequeñas placas de elementos absorbedores de radiación, como plomo, cadmio, cobre o aluminio. Del ennegrecimiento relativo de las zonas con filtro y sin filtro, se puede deducir algo sobre estas cantidades.

Hay instituciones y compañías privadas que ofrecen el servicio de revelado y medida de dosis en dosímetros de película.

Los dosímetros de película son de bajo costo, sencillos de usar y resistentes al uso diario. Son sensibles a la luz y a la humedad. Permiten tener un registro permanente de la dosis acumulada, generalmente en periodos de un mes. Como la información sobre la dosis, se recibe n tiempo después de recibida la exposición, son útiles especialmente para llevar el historial de exposición del personal. Sólo se pueden usar una vez.

No se pueden medir con confianza dosis menores a 20 mrem.

Recordamos: El mrem, es el milirem, equivalente a una milesima parte del rem.

El rem es una unidad de dosis, definida en la unidad de Dosimetria.

Un rem equivale a 10-2 de Sievert. Esta unidad ya está en desuso, pero es habitual aun encontrarla en numerosas referencias bibliográficas.

Otro tipo de dosímetro personal que suele usarse es la cámara de ionización de bolsillo. Éstos son dispositivos del tamaño de un lapicero (Figura 5), que contienen una pequeña cámara de ionización en la que el ánodo tiene una sección fija y una móvil, que es una fibra de cuarzo metalizada. Antes de usarse se conecta momentáneamente a un cargador, en el que se le aplica un voltaje, y la fibra se separa de la parte fija por repulsión electrostática, y queda lista la cámara para ser usada. Luego, cada vez que le llega una radiación que produce ionización, los electrones que llegan al ánodo lo van descargando y la fibra se acerca nuevamente a la parte fija. El desplazamiento de la fibra depende de la exposición, y se puede observar directamente con una lente en el otro extremo del dosímetro.

cámara de ionización

fibra

lentes



Se ve la fibra sobre una escala calibrada en unidades de exposición; la escala que se usa más frecuentemente va de cero a 20 mR.

Recordamos: mR - Es una unidad representa al miliRoentgen.

El Roentgen es una unidad de medida de exposición que representa la carga total de iones liberada por masa de aire seco en condiciones estándar de presión y temperatura. Establecida en 1928, toma su nombre de Wilhelm Röntgen, el descubridor de los Rayos X, como también ya dijimos.

El Roentgen equivale a la exposición de una unidad electrostática de carga liberada en un centímetro cúbico de aire. En las unidades del SI, es la exposición recibida por 1 kg de aire se produce un número de pares de iones equivalente a 2.58 E-4 Coulombs.

Las cámaras de ionización de bolsillo tienen la ventaja de que se puede tener la lectura de la exposición inmediatamente después de recibirla. En cambio, no son de registro permanente. Su costo es más alto que el de las películas fotográficas, pero se pueden usar repetidas veces. Son sensibles a golpes y otros maltratos.

Los dosímetros termoluminiscentes son substancias, como el fluoruro de litio (LiF) o el fluoruro de calcio (CaF2), que, al recibir radiación, muchos de los electrones producidos quedan atrapados en niveles de energía de larga vida; generalmente debidos a defectos en la red cristalina. Cuando posteriormente son calentados estos cristales, los electrones atrapados vuelven a caer a sus estados originales, emitiendo al mismo tiempo luz (de allí el nombre de termoluminiscencia). La cantidad de luz emitida es proporcional a la dosis acumulada desde la última vez que se calentó. Se mide con un fotomultiplicador. Estos dosímetros son de costo moderado, resistentes y pueden ser usados varias veces. Son más precisos que los de placa fotográfica, pero se requiere de un equipo especial para efectuar las lecturas, las cuales no son inmediatas.

Los dosímetros personales, como los otros detectores, tienen limitaciones en cuanto al tipo de radiación y la energía a que son sensibles. Su sensibilidad es función de los mismos parámetros mencionados para los detectores en general, y deben ser calibrados junto con los sistemas que dan las lecturas.

Detectores de Neutrones

Como ya se vio previamente, los neutrones en sí no producen ionización en los materiales; la ionización la producen los núcleos a los cuales los neutrones les transmiten energía, ya sea por dispersión elástica o por reacción nuclear. Por lo tanto, los detectores mencionados hasta aquí son insensibles a detectar neutrones.


Para que un detector de cualquier tipo sea útil para detectar neutrones, debe ser diseñado de manera que haya abundantes dispersiones o reacciones nucleares. Entonces se mide la ionización secundaria producida por los núcleos golpeados. Los neutrones rápidos generalmente son detectados por las dispersiones que producen; los lentos, por las reacciones nucleares.

Los cristales de centelleo orgánicos (por ejemplo, el antraceno y el estilbeno,) son útiles para detectar neutrones rápidos porque contienen elementos ligeros, en particular hidrógeno y carbono. Sus núcleos ligeros reciben, al ser golpeados por neutrones, suficiente energía para ser detectados.

Como dijimos más arriba, los neutrones lentos son detectados a través de las reacciones nucleares que producen. Las reacciones más útiles, por su alta probabilidad y por suceder en elementos que pueden ser fácilmente integrados en los detectores conocidos, son las siguientes:

10 B + n 7 Li + α (2.792 Mev)3 He + n 3 H + P (0.765 Mev)6 Li + n 3 H + α (4.780 Mev)fisión de 235 U (200 Mev)

P – protón n - neutrón

El valor entre paréntesis es: aproximadamente igual a la energía que se reparten los productos de las reacciones. En el primer caso, por ejemplo, el 7Li y la partícula α se reparten aproximadamente 2.792 MeV, cantidad considerable de energía que puede ser detectada en un detector convencional.

El detector más común de neutrones lentos es un contador proporcional o Geiger, que contiene en el gas una proporción alta del gas BF3 (trifluoruro de boro). De preferencia, este gas está enriquecido en el isótopo 10B para provocar la primera de las reacciones (el boro natural tiene dos isótopos, el 10 y el 11).Las partículas de Li y α generadas producen los pulsos eléctricos.

También suelen usarse detectores de gas que contienen 3He para provocar la segunda reacción.

El uso de la tercera reacción involucra un cristal de centelleo de LiI (yoduro de litio), enriquecido en 6Li. Por otro lado, las llamadas cámaras de fisión son contadores proporcionales en cuyas paredes interiores va un recubrimiento que contiene el 235U.

Una técnica muy empleada para detectar neutrones rápidos, es primero moderar su energía y luego usar una de las reacciones para neutrones lentos. Para esto



se envuelve el detector con un material que es eficaz para moderar los neutrones, como el polietileno o la parafina. Éste generalmente es en forma de esfera o de cilindro de unos 30 cm de diámetro. Es importante hacer notar que si el moderador se separa del detector, éste deja de ser sensible a los neutrones rápidos.

Detectores de Estado Sólido

Las energías de los electrones de un átomo aislado poseen valores discretos, de acuerdo con los postulados de la Mecánica Cuántica.

Existe, en consecuencia, un número finito de niveles de energía tales, que sólo pueden ser ocupados por electrones cuyas energías sean iguales a las de los niveles en cuestión (los que quedan definidos por cuatro números cuánticos).

Retomemos el principio de exclusión de Pauli, principio que establece que:

Dos partículas similares no pueden existir en el mismo estado, es decir, que no pueden tener ambas la misma posición y la misma velocidad.

Por este prinicipio, dichos niveles son diferentes entre sí.

En el caso de los gases, los átomos están tan alejados entre sí, que se los puede considerar aislados y aplicarles, en consecuencia, los conceptos mencionados. En los sólidos cristalinos, por el contrario, la distancia entre átomos es muy pequeña (del orden de algunos Angstrom), por lo que su interacción es considerable: los niveles energéticos de los electrones de las capas internas prácticamente no son afectados pero, en cambio, los de las capas externas se desdoblan, pues son compartidos por varios átomos.

En la figura 6 se esquematizan los niveles de energía aludidos, para los casos de gases y sólidos cristalinos.

Figura 6 - Desdoblamiento de los niveles deenergía de los electrones de las capas externas.

Desdoblamiento de niveles de energía de dos átomos que interactuan entre sí

Átomo aislado

Distancia entre átomos Distancia entre átomos


La separación entre niveles depende de la distancia interatómica d y dado que, en un cristal son muchos los átomos que interactúan, un nivel dado se desdobla en varios, y da origen a lo que se denomina “bandas de energía”. En la figura 7 se esquematiza la formación de las “bandas de energía”, en función de la distancia interatómica d.

Figura 7 - Esquema de la formación de las “bandas de energía”

Para un dado cristal, la distancia interatómica d es constante y las bandas se pueden representar de la manera indicada en la figura 8.

Figura 8 - Banda de conducción y banda de valencia

Entre las bandas permitidas (bp) existen las denominadas “bandas prohibidas” (bph) o sea, niveles de energía que los electrones de los átomos del cristal no pueden ocupar.



Semiconductores

Materiales usados en los detectores de estado sólido.

Los semiconductores más importantes son el germanio y el silicio.

Un semiconductor a 0ºK tiene todas sus bandas llenas o vacías, por lo tanto se comporta como un aislador.

A temperatura ambiente, es considerable el número de electrones que adquieren energía suficiente como para pasar de la banda de valencia (bv) a la banda de conducción ( bc); por lo que el cristal tiene estas bandas parcialmente llenas y, en consecuencia, es capaz de conducir la corriente eléctrica.

Semiconductores Intrínsecos

Los semiconductores intrínsecos son semiconductores que, desde el punto de vista cristalográfico, son absolutamente puros y sin ningún tipo de imperfección en su estructura cristalina. También se los denomina semiconductores homogéneos. En un semiconductor intrínseco, la única causa de su conductividad es la temperatura. Considérese por ejemplo un cristal de Ge (ver figura 9).

Figura 9

El Ge es tetravalente, por lo que cada átomo comparte cuatro electrones con cuatro átomos vecinos de la estructura cristalina; estos electrones están fuertemente ligados al núcleo y sus niveles están dentro de la bv.


A 0º K el cristal es un aislante, pues todos los electrones de valencia llenan completamente la bv, y la bc está totalmente vacía.

A temperatura ambiente, algunos electrones de valencia adquieren suficiente energía como para pasar a la bc o sea, se transforman en electrones libres. La estructura cristalina se puede representar, en consecuencia, tal como se indica en la figura 10.

Figura 10

La ausencia de un electrón en un enlace covalente se denomina “hueco” y se lo puede asimilar a un portador libre de carga positiva, cuyo nivel energético está en la bv.

Nota: al perder el átomo uno de sus electrones queda ionizado positivamente con una carga +e y el electrón que pasó a la bc deja un nivel vacío en la bv.

El hueco es fácilmente llenado por un electrón de valencia, pues sus niveles energéticos están muy próximos, ya que ambos están dentro de la bv; en consecuencia el hueco aparece en otro lugar del cristal y como el átomo correspondiente queda ionizado positivamente, todo ocurre como si dicho hueco fuese un portador libre de carga +e.

En resumen, a temperatura ambiente se tienen electrones libres y huecos libres, que bajo la acción de un campo eléctrico dan lugar a una corriente eléctrica.

Detectores Semiconductores

El principio de funcionamiento de los detectores semiconductores, puede asemejarse al de la cámara de ionización, donde el medio ionizable, en vez de un gas, consiste en un semiconductor (Ge o Si) de alta resistividad. La alta resistividad se alcanza mediante la formación de zonas del material exentas de portadores libres (zonas de carga espacial), las que se logran mediante métodos que son característicos de los diversos semiconductores que a continuación se detallan.



Las ventajas de los detectores semiconductores son:

La alta densidad del medio ionizado; esto implica una considerable eficiencia de detección por unidad de volumen efectivo del detector.

La energía necesaria para producir un par de portadores de carga en los semiconductores es aproximadamente 10 veces menor que en los gases, y 100 veces menor que en un centellador.

Por lo tanto, para una misma energía impartida, la cantidad de portadores de carga producidos es mucho mayor en los semiconductores que en gases o centelladores, lo cual se traduce en menores fluctuaciones estadísticas, por lo que se tiene una mejor resolución.

La movilidad de los electrones y huecos es elevada y por otra parte, es reducido el volumen efectivo del medio detector. Ello se traduce en un tiempo de recolección de cargas muy breve (del orden del nano segundo); en consecuencia es elevada la resolución en tiempo.

Pueden obtenerse fácilmente detectores muy delgados de manera que absorban una fracción de la energía de las partículas incidentes, a fin de medir su ionización específica (dE/dx).

A su vez, los inconvenientes tecnológicos de los semiconductores son:

Su alta conductividad en comparación con la de los gases, lo cual se traduce en ruido que tiende a enmascarar la medición de partículas ionizantes de muy baja energía.

Los defectos en su estructura cristalina (es decir, las vacancias y dislocaciones), producen recombinación de los portadores y, por lo tanto, pérdida de algunos de ellos, lo que resta eficiencia de detección.

Detectores Semiconductores Hiperpuros

Si se pretendiera utilizar germanio o silicio, del nivel de pureza que se emplea para la construcción de componentes electrónicos en la construcción de detectores semiconductores, sería imposible lograr zonas de carga espacial de espesor mayor que unos pocos milímetros. En consecuencia se recurrió a la compensación con litio, que permitió alcanzar zonas de carga espacial cuyo espesor puede llegar a 10 ó 15 mm; con lo cual es posible construir detectores que permiten realizar espectrometría de radiación gamma de alta energía. La principal desventaja de este tipo de detectores reside en que la distribución de litio a temperatura ambiente resulta sumamente inestable, por lo que estos detectores se deben almacenar y operar a bajas temperaturas (normalmente la que corresponde a la de evaporación de nitrógeno líquido a presión atmosférica, 77º K)


A partir del logro de semiconductores de muy alto grado de pureza (10-6 ppm; 1010 átomos de impureza/cm3), se puede obtener germanio de resistividad específica sumamente elevada, que posibilita la obtención de zonas de carga espacial de aproximadamente 10 mm de espesor, con tensiones de polarización no demasiado elevadas.

Así se pueden obtener detectores con volúmenes activos de detección comparables a los logrados mediante la difusión de litio en la red cristalina. Estos detectores reciben la denominación de “hiperpuros”, ya sea de germanio o silicio, y han comenzado a ser ampliamente utilizados en espectrometría de radiación fotónica de alta resolución. Para la obtención de semiconductores de muy alto grado de pureza, debe recurrirse a técnicas sofisticadas de purificación. Aunque los costos son actualmente elevados, la principal ventaja frente a los compensados con litio, reside en que si bien deben ser operados a bajas temperaturas (a efectos de no permitir la elevación de corriente a través de los mismos), no se requiere su almacenamiento en esas condiciones ya que no existe el peligro de la redifusión del litio por efectos térmicos.

La configuración básica de un detector de germanio-hiperpuro (HPGe), dado que el sustrato base es del tipo p de muy bajo nivel de dopaje, es del tipo: n+-p- p+ (la designación + corresponde a alto grado de dopaje).

La zona n+ está generalmente constituida por un depósito de litio logrado por evaporación y al cual se lo ha hecho migrar ligeramente por efecto térmico; la zona de carga espacial queda constituida en la zona de juntura n+ ; p polarizada en inversa y el contacto p+, por un depósito metálico adecuado (ver figura 11).

Polarizando la zona p+ negativamente respecto de la zona n+ con valores suficientemente altos de tensión, puede lograrse que la zona de carga espacial se extienda a todo lo largo de la región p y, que los tiempos de colección sean suficientemente reducidos como para minimizar la recombinación de pares electrón-hueco que degradan la resolución.

Figura 11Espectro de Energías



CONCEPTO Y FACTORES QUE INTERVIENEN EN SU FORMACIÓN

En aplicaciones radioquímicas, radiofísicas o de física nuclear es necesario conocer la distribución energética (espectro de energías) de las radiaciones electromagnéticas emitidas por una muestra.

Para determinar el espectro de energía de un emisor dado, se debe contar con un dispositivo detector y analizador, que entregue una respuesta proporcional a la energía de la radiación incidente. La utilización de detectores permite determinar la energía y la intensidad de la radiación incidente valiéndose de una calibración adecuada. Uno de los detectores más empleado para la identificación de radiación gamma, es el detector semiconductor HP Ge.

Cálculo de Eficiencia

La eficiencia de un sistema para una geometría dada de medición, se define como:

Límite de Detección

Es la actividad mínima significativa de ser medida y representa la menor medición digna de reportarse como mayor que cero.

Para calcularla se establecen las siguientes hipótesis:

Se supone una distribución de Poisson. Existe un tiempo fijo de conteo para las observaciones individuales (esto

permite trabajar directamente con el número de cuentas). El tiempo de conteo es lo suficientemente largo, como para permitir una

distribución del número de cuentas que pueda aproximarse por una distribución normal de valor medio y varianza igual al número de cuentas estimado.

Se entiende por fondo, el conteo para la banda de integración en ausencia de la fuente.

Interferencia del Fondo Natural

Cuando se mide radiación gamma poco intensa, la presencia del fondo natural de radiación puede dificultar su detección. En estos casos, es indispensable conocer bien el espectro de fondo, para determinar qué picos lo componen. Los elementos

Eficiencia = cuentas netas por unidad de tiempo

Actividad de la fuente


naturales que en general interfieren pertenecen a las cadenas naturales de torio y uranio, Pb212, Pb214, Bi214, etc. Además podemos observar otros interferentes naturales como el K40, y en algunos casos elementos artificiales como el Cs137 y Co60 que se encuentran en los materiales estructurales del blindaje o del propio detector.

Espectros Compuestos por más de una Radiación

Es muy común registrar espectros de radiación electromagnética compuesto por varios picos. Cuando se trata de picos bien distanciados, resulta fácil asociar a su posición una energía, usando una relación funcional (lineal o cuadrática) establecida experimentalmente sobre la medición de fuentes conocidas y luego, calcular la actividad a través del área bajo el pico. Cuando los picos están parcialmente superpuestos, esta tarea resulta más difícil dado que deben desarmarse los picos compuestos en individuales. Actualmente existen códigos computacionales que facilitan mucho esta tarea.

Analizador Multicanal

DESCRIPCIÓN GENERAL

El principio del funcionamiento de un analizador multicanal (denominación abreviada MCA del inglés Multi-Channel Analyzer), consiste en clasificar pulsos de entrada según su amplitud en diferentes categorías, llamadas canales, y acumular separadamente el número de pulsos generados en cada canal. La figura 12 muestra un diagrama de bloques elemental de un analizador multicanal de altura de pulsos.

Tres son los bloques constitutivos a saber:

Selector: permite el pasaje de las señales que satisfacen algún criterio de aceptación, para su posterior análisis.

Convertidor Analógico-Digital (denominación abreviada ADC del inglés Analog to Digital Converter): clasifica las señales de entrada, emitiendo un número proporcional a su altura.

Acumulador multicanal: acumula los eventos detectados, clasificados por su altura. Esto constituye la salida del sistema y puede visualizarse en forma de espectro o mediante el trazado gráfico vía algún otro equipamiento externo.

Generalmente el selector no es un instrumento separado sino que se encuentra integrado al convertidor analógico digital y muy a menudo las tres funciones se encuentran formando parte de un único instrumento.



Figura 12 - Diagrama de bloques de un analizador multicanal de altura de pulso

SELECTORES

El Selector está formado, al menos por un conjunto analizador monocanal de altura de pulsos de entrada y una compuerta lineal, cuya función es la de permitir el pasaje sólo de los pulsos de entrada, cuya amplitud se encuentre dentro del rango de entrada del analizador. La importancia de esta selección reside en que los convertidores analógico-digitales suelen tener un tiempo muerto considerable, y resulta deseable que, para reducir el tiempo muerto total de una medición, no se analicen señales que no son de interés como el ruido de baja amplitud.

UNIDAD DE VISUALIZACIÓN

La representación gráfica de los datos acumulados, es decir el espectro, es normalmente exhibido en una pantalla de rayos catódicos. Son tres los tipos básicos de visualización, a saber:

Visualización estática: Es aquélla que, cuando el multicanal no está en el modo adquisición, lee la información contenida en la memoria, canal por canal y la exhibe.

Visualización viva: Es aquélla que cuando el multicanal está en el modo adquisición, exhibe el último canal en el que se ha hecho acumulación y su contenido. Si la tasa de conteo es muy reducida, la pantalla muestra solamente y en cada momento, un punto. Si la tasa de conteo es lo suficientemente elevada, los canales reciben una cuenta a intervalos menores que el tiempo de persistencia de una imagen en la retina, de modo que se visualiza el espectro completo en la pantalla.

Visualización permanente: Es aquélla que, esté o no el multicanal en el modo adquisición, lee la información contenida en la memoria, canal por canal y la exhibe. Si se halla en el modo adquisición, esta lectura es suspendida, cuando es necesario acumular un pulso de entrada y reasumida luego de la acumulación.

La visualización permanente es la más confortable desde el punto de vista del usuario a bajas tasa de conteo.


La viva ofrece un menor tiempo muerto dado que la acumulación en ningún caso debe esperar a la finalización de la exhibición de un canal.

La visualización en un determinado acumulador multicanal ofrece además las siguientes posibilidades:

Escala vertical lineal o logarítmica: Es donde se representa el contenido de los distintos canales. Cuando es lineal es de rango seleccionable; no así en la logarítmica utilizada a los fines de comparar partes del espectro que no serían visibles en escala lineal.

Escala horizontal línea: Es donde se representan los sucesivos canales. Su rango es seleccionable, de forma de expandir el espectro y proveer mejor observación.

Regiones de interés: Definidas para grupos de canales adyacentes. Pueden ser seleccionadas e intensificadas, a los fines de resaltar su visualización.

Comparación: Definida sobre los contenidos de dos sectores de memoria, a los fines de ser visualizados simultáneamente.

UNIDAD DE CONTROL

La unidad de control regula:

el funcionamiento de todo el conjunto de acuerdo al modo seleccionado por el usuario y

la fase de operación en que se encuentre, ya sea adquisición, salida o visualización.

El acceso a esta unidad lo constituyen una serie de llaves y teclas distribuidas sobre un tablero en el frente de la misma. La unidad de control suele, muchas veces, incluir automatismos, que permiten al analizador pasar por las distintas fases operativas en forma secuencial o cíclica. En este caso, los tiempos asignados a cada fase, como los de rotación son fijados por el usuario.

Los analizadores suelen incluir en la unidad de control, un reloj para limitar la duración de una medición a un tiempo predeterminado. Estas mediciones se denominan en tiempo reloj y de no mediar una adecuada corrección por tiempo muerto, las cuentas acumuladas en el analizador adolecerán de diferencias por defecto. Esta perdidas pueden ser compensadas de dos formas distintas dependiendo de la constancia de la tasa de conteo a lo largo de la medición.

Si la tasa de conteo permanece constante a lo largo de la medición se utiliza el método denominado corrección por tiempo vivo,

caso contrario se utiliza un instrumento auxiliar al analizador denominado



módulo para conteo sin pérdidas, que permite corregir los tiempos muertos, aun en el caso de tasa de conteo variable. Su funcionamiento y principios se especifican más adelante.

UNIDAD DE ANÁLISIS

A los fines de facilitar el procesamiento de los datos acumulados, los multicanales incorporan funciones como:

Alisado de espectros: A los fines de suavizar los espectros que presentan dispersiones estadísticas importantes en el número de cuentas de cada canal, se realiza un promedio ponderado del contenido de cada canal con el de los canales próximos.

Localización de picos: Se realiza el barrido del espectro a los fines de localizar e identificar picos.

Análisis de picos: Se determina la ubicación del centro del pico, su energía, dispersión, FWHM (ancho a mitad de altura) y su área neta.

Calibración de energía: Se calibra el eje de abscisas en energías suponiendo una buena linealidad integral del sistema, asignando la energía correspondiente a dos canales en los que se encuentren sendos picos conocidos del espectro. Por interpolación lineal, el usuario determina la energía correspondiente a cualquier otro canal. Existen algunos analizadores que toman en cuenta la presencia de alinealidades, en cuyo caso la determinación anterior se realiza por interpolación polinómica, lo que exige la asignación de energía a más de dos canales.

Identificación de radionucleidos: Se identifica un radionucleido emisor de un pico determinado, consultando una tabla interna con los valores de energía de los picos de los espectros de los radionucleidos posibles.

Stripping: Se sustrae de un espectro determinado otro de referencia. Generalmente esta facilidad es utilizada para descontar el espectro debido al fondo, como así también para descomponer el espectro.

FUNCIONAMIENTO

El principio de funcionamiento más frecuentes es el modo correspondiente a análisis de altura de pulsos y multiescala, que son los que se desarrollarán a continuación.

Analizador de altura de pulsosPara el caso de su funcionamiento como analizador de altura de pulsos, el acumulador multicanal debe conectarse a un convertidor a través de su correspondiente entrada. Inicialmente el contenido de todos los canales


es cero. Luego de efectuada cada conversión, el convertidor informa al acumulador multicanal la finalización de la misma. Éste toma del convertidor el resultado de la conversión que es el canal correspondiente a la amplitud del pulso de entrada, lee el contenido de dicho canal, y obtiene su número de cuentas hasta ese momento. Actualiza dicho contenido, incrementándolo en 1 y escribe el nuevo contenido en ese mismo canal. Este proceso se repite para el pulso siguiente. AsÍ, vía las sucesivas conversiones realizadas por el convertidor analógico-digital, seguidas cada una de ellas por el proceso que realizar el acumulador multicanal:“leer-sumar 1-escribir”, en el canal seleccionado, se va acumulando el espectro de amplitudes. El canal 0 que debiera almacenar pulsos de amplitud nula es utilizado para otros fines, como por ejemplo para registrar el tiempo que lleva realizándose una medición.

MultiescalaEn este modo de funcionamiento, el analizador multicanal se comporta como un conjunto de contadores que van contando secuencialmente los pulsos de entrada durante un cierto tiempo, prefijado por un generador de pulsos denominado reloj, en mucho casos incorporado al analizador.

Los distintos canales de memoria deben estar todos en cero al comenzar la medición. Prefijado el periodo de conteo para cada canal, los pulsos de entrada son contados y acumulados en el canal 0 de la memoria. Reiniciado el conteo de los pulsos de entrada durante el correspondiente periodo de tiempo prefijado, los mismos son acumulados en el canal 1 de la memoria.

Calibración de Detectores

No todas las radiaciones que llegan a un detector producen un pulso.

La eficiencia de un detector está dada por: la relación entre el número de radiaciones que cuenta y el número que le llegó. Una eficiencia de 100% implica que todas las radiaciones que llegan son detectadas. En cambio una eficiencia de 1%, por ejemplo, significa que de cada 100 radiaciones que recibe, cuenta sólo una. Es importante conocer la eficiencia de cualquier detector (calibrarlo) para tomarla en cuenta al calcular la dosis recibida.

Hay varias circunstancias que afectan la eficiencia de un detector. Una de ellas es el tipo y la energía de la radiación.

Las eficiencias relativas de un detector para alfas, betas, gammas o neutrones son muy diferentes, debido a los diferentes mecanismos de interacción de cada uno de ellos con la materia (ya sea el material del detector o de su envoltura).

Consideremos la eficiencia de un contador Geiger para radiación externa. Las



partículas alfa no logran traspasar las paredes del recipiente, así que su eficiencia es cero. Las betas, en cambio, serán contadas en la medida en que puedan atravesar las paredes del recipiente; si éstas son delgadas, podrá detectar la mayoría que le lleguen. Los rayos X y gamma en general pueden atravesar las paredes, pero la probabilidad de que ionicen el gas es pequeña por su baja densidad; sin embargo, esto no impide su uso en términos generales. Para detectar neutrones los contadores Geiger convencionales no sirven.

La energía de las radiaciones incidentes es otro parámetro que afecta la eficiencia de un detector. Para empezar, la energía de partículas alfa o beta determina si éstas son capaces de cruzar la envoltura y ser contadas. En el caso de rayos X o gamma, el poder de ionización depende del coeficiente de absorción para cada uno de los tres efectos (fotoeléctrico, Compton o pares). Como ya se vio, éste depende de la energía de los fotones, y en general es muy grande para bajas energías; así que es de esperarse que los contadores en general tengan mayor eficiencia con bajas energías de rayos X o gamma.

El material del detector afecta su eficiencia, principalmente por su densidad. Los detectores sólidos son más eficientes que los gaseosos porque hay más materia que ionizar. Además, en los gaseosos la presión del gas determina la eficiencia. También el tamaño de un detector es determinante para su eficiencia, porque en un detector grande hay más materia que ionizar, además de que es más difícil que la radiación se escape.

El efecto producido en el detector y la manera como éste se pone en evidencia, son importantes para su eficiencia. El efecto puede ser ionización (como en los detectores gaseosos), producción de luz, excitación atómica o reacción química. Cualquiera que sea el efecto en un detector dado, éste se tiene que medir de alguna manera:

Si es ionización, se puede medir con un circuito electrónico apropiado. Si es destello luminoso, se necesita una celda fotoeléctrica sensible. Si es reacción química, se identifica el nuevo compuesto, por ejemplo, por su

cambio de color.

Finalmente, el aparato asociado desempeña un papel importante, por ejemplo, el circuito electrónico y el indicador de corriente en los detectores gaseosos. Son factores que afectan la eficiencia de conteo:

o El acoplamiento eléctrico del detector al circuito, o el nivel de discriminación para eliminar ruido electrónico, o los valores y la precisión de los voltajes empleados, o la magnitud de amplificación de los pulsos, o la sensibilidad del indicador de carátula, o la precisión de las escalas del indicador,.


Además, es importante señalar que la eficiencia debe referirse a la combinación detector-circuito-indicador, y no sólo a una parte.

Los monitores de radiación y los dosímetros, dan lecturas en:

o unidades de exposición, o de dosis absorbida o o de dosis equivalente.

Los pulsos que produce el detector se tienen que transformar a estas unidades. Lo mismo puede decirse del ennegrecimiento de una película o del cambio de color de una solución.

Siempre hay lugar a error, en las lecturas debido a los procesos descritos. Los fabricantes generalmente calibran sus aparatos por comparación con fuentes de características conocidas (patrones), y recomiendan cómo se deben usar y cómo se pueden garantizar lecturas correctas.

Además, algunas de sus características van cambiando con el tiempo, así que se deben verificar de cuando en cuando.

Tiempo Muerto de un Detector

El pulso eléctrico producido en un detector Geiger tiene una forma característica que se muestra en la figura 13, que es una gráfica del voltaje en el ánodo contra el tiempo.

Figura 13. Forma característica de los pulsos eléctricosprovenientes de un detector gaseoso.



Lo primero que sucede es que los electrones producidos en la ionización, por ser muy veloces, llegan rápidamente al ánodo (+), provocando una caída brusca de su voltaje en una fracción de microsegundo. Los iones positivos se mueven más lentamente, tardando cientos de microsegundos en llegar al cátodo para restablecer las condiciones iniciales. Durante este tiempo, llamado tiempo muerto del detector, éste no puede producir nuevos pulsos.

El tiempo muerto del detector (tm) depende de su diseño, del voltaje aplicado, del circuito externo y del gas utilizado. En general es una cantidad dada y el usuario no tiene acceso a cambiar su valor. Sin embargo, cuando la rapidez de conteo con el detector es grande, pueden suceder muchos pulsos cercanos uno al otro. Entonces existe la posibilidad de que llegue una radiación antes de que el detector se restablezca de la anterior, o sea dentro del tiempo muerto, en cuyo caso la nueva radiación no se registra, entonces la lectura será errónea.


Ejercicios

Resuelva las siguientes actividades y envíe por plataforma a solicitud del docente.

1) ¿Cuál es la importancia del tiempo muerto de un detector?

2) Cite ejemplos de detectores retardados e inmediatos.

3) Confeccione una tabla comparativa en las que permita ver las ventajas y desventajas de cada tipo general de detectores descriptos en esta guía.

4) Confeccione una tabla comparativa que permita ver los tipos de detectores más convenientes para cada tipo de radiación.

5) Busque en Internet, citando luego el/los link/s empleados, donde refieran a los tipos más convenientes de detectores para medición de radiación alfa en alimentos.

6) Ídem anterior para detección de radiación gamma en alimentos y en aire.



Glosario

Detectores gaseosos, cámara de ionización, proporcionales, Geiger-Müller.Región de cámara de ionización, región proporcional, región de proporcionalidad limitada, región Geiger-Müller.Detectores de centelleo, fotomultiplicador.Dosímetros personales, detector retardado, los de película fotográfica, cámaras de ionización de bolsillo y termoluminiscentes.Dinodos.Detectores de neutrones, contador proporcional o Geiger.Cámaras de fisión.Detectores de estado sólido.Principio de Pauli.Bandas permitidas (bp), bandas prohibidas (Bph).Semiconductores: intrínsecos, detectores semiconductores, detectores semiconductores hiperpuros, detectores germanio- hiperpuros.Eficiencia.Límite de detección.Actividad mínima.Fondo.Analizador multicanal: selector, convertidor analógico digital, acumulador multicanal.Selectores.Unidad de visualización: estática, viva, permanente, de escala vertical lineal o logarítmica, de escala horizontal líneal, región de interés, comparación.Unidad de control.Unidad de análisis: alisado de espectro, localización de picos, análisis de picos, calibración de energía, identificación de radionucleidos, stripping, Analizador de altura de pulsos.Multiescala.Tiempo muerto de un detector.


Unidad


Radiodosimetría




Valorar la necesidad de una definición precisa de conceptos y magnitudes utilizadas para cuantificar la exposición.

Internalizar el concepto de dosis absorbida, exposición, dosis equivalente, dosis efectiva.

Factores de ponderación de la radiación en tejidos y órganos.

Distinguir los efectos estocásticos y determinísticos.


Introducción

La definición precisa de conceptos y magnitudes utilizadas para cuantificar la exposición a las radiaciones ionizantes, es esencial para evaluar los efectos de dicha exposición.

Por esta razón, durante la realización del primer Congreso Internacional de Radiología (Londres 1925), se creó la ahora denominada Comisión Internacional de Mediciones y Unidades de Radiación (ICRU, sigla en inglés), cuya función ha sido definir unidades y magnitudes de radiación.

Sus primeras recomendaciones datan del año 1927, oportunidad en que define:

una unidad para la “cantidad de rayos x”, basada en la ionización del aire, el roentgen.

Para la radioprotección, otro organismo internacional conocido actualmente como la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP, sigla en inglés) y creada en ocasión del segundo Congreso Internacional de Radiología (Estocolmo 1928) trabaja en estrecha relación con el ICRU.

El contenido de este capítulo y el siguiente se basa en las recomendaciones de ambas comisiones (ICRU e ICRP).

Antes de introducir los conceptos de dosis equivalente y dosis efectiva, veamos brevemente qué tipos de efectos biológicos producen las radiaciones.

La radiación puede afectar al organismo humanodañando o destruyendo células.

Dosis grandes de radiación, pueden destruir muchas células y producir irritación superficial, quemaduras, otros daños serios o aún, la muerte. Estos efectos, conocidos como deterministas, no se manifiestan, en general, a dosis menores de 1Gy.

Si la radiación daña al ADN de una célula, es posible que durante la reproducción de la misma se manifiesten anomalías que puedan iniciar el desarrollo de un cáncer.

Los efectos debidos al daño causado a las células de ovarios o testículos, sólo se pondrían de manifiesto en la progenie del individuo expuesto. A mayor dosis, es más probable que el daño pueda originar un cáncer o un defecto genético. Estos efectos se denominan estocásticos ya que la probabilidad del daño, no su gravedad, aumenta con la dosis.



Dosis Absorvida

La dosis absorbida está definida de forma tal que se puede especificar en un punto determinado del cuerpo. Sin embargo, con fines de protección radiológica, resulta conveniente definir:

La dosis media en un órgano o tejido a través del cociente : Et / mt donde:Et es la energía total impartida a un tejido u órgano de masa mt.

La masa mt puede variar desde menos de 10 g como en el caso de ovarios, hasta más de 70 kg para todo el cuerpo.

Unidad: J.kg-1 = Gy (Gray)

Exposición

La magnitud exposición X, se define como:

el cociente entre dQ/dm, donde dQ es el valor absoluto de la carga total de los iones de un signo, producidos en aire, cuando todos los electrones liberados por fotones, en un volumen elemental de aire cuya masa es dm, son completamente frenados en aire.

La carga se mide en coulomb (C).

Unidad: C.kg-1

La unidad práctica adoptada originalmente para esta magnitud, posee el nombre especial de Roentgen (R), con una equivalencia:

1 R=2,58 10-4 C.kg-1

Factores de Ponderación de la Radiación, WR

Con el fin de evaluar los efectos biológicos de una determinada radiación, la dosis absorbida en un órgano resulta insuficiente, debido principalmente, a que no tiene en cuenta la distribución de energía en el órgano considerado.

Diferentes factores han sido utilizados históricamente para cuantificar dicho fenómeno, en particular:

la eficiencia biológica relativa y, el factor de calidad de la radiación.


En este mismo sentido, desde 1990 se utilizan con fines de protección radiólogica, los factores de ponderación de la radiación wR . Estos factores dependen:

del tipo y energía del campo de radiación incidente sobre la persona expuesta o, del radioisótopo depositado internamente.

En la Tabla 1 se muestran los valores para los factores de ponderación de la radiación wR, para distintos tipos de radiaciones, recomendados en la publicación ICRP 60.

Tabla 1 - Factores de ponderación de la radiación, wR Tipo de radiación wR

Fotones de todas las energías 1Electrones y muones, todas las energías 1Neutrones con energías, <10 keV 5 10 keV a 100 keV 10 >100 keV a 2 MeV 20 >2 MeV a 20 MeV 10 >20 MeV 5Protones, salvo los de retroceso, de energías mayores que 2 MeV 5

Partículas alfa, fragmentos de fisión y núcleos pesados 20

Dosis Equivalente en un Órgano o Tejido, HT

En protección radiológica, interesa ponderar la dosis absorbida en un órgano mediante la calidad de la radiación incidente. A tal efecto se define:

La dosis equivalente media en un órgano o tejido T como el producto entre la dosis absorbida media en el órgano o tejido T y el factor de ponderación de la radiación.

Unidad:

La unidad de la magnitud dosis equivalente recibe el nombre de Sievert (Sv)= J.kg-1

Para el caso de campos de radiación compuestos por diferentes tipos de partículas y energías, la expresión más general de la dosis equivalente en un órgano HT es,

HT = wR.DT,R



Ht = ver archivo aparte

Factor de Ponderación de los Tejidos u Órganos, WT

Se ha observado que la relación existente entre la probabilidad de aparición de efectos estocásticos y la dosis equivalente, depende también del órgano o tejido irradiado.

Resulta por tanto apropiado definir otra magnitud, derivada de la dosis equivalente, para expresar el efecto estocástico total, debido a una combinación arbitraria de las dosis recibidas en los diferentes órganos y tejidos del cuerpo.

El factor utilizado para ponderar la dosis equivalente en un tejido u órgano se denomina factor de ponderación del tejido, wT .

Los valores de wT, indicados en la Tabla 2 se han elegido de tal forma que una dosis equivalente uniforme en todo el cuerpo dé lugar a una dosis efectiva numéricamente igual a dicha dosis uniforme. La suma de los factores de ponderación de las distintos tejidos es, entonces, igual a la unidad.

Tabla 2 - Factores de ponderación de los tejidos, wT

Tejido u órgano wT

Gónadas 0,20Médula ósea (roja) 0,12Colon 0,12Pulmón 0,12Estómago 0,12Vejiga 0,05Mamas 0,05Hígado 0,05Esófago 0,05Tiroides 0,05Piel 0,01Superficie ósea 0,01Resto

El resto está compuesto, a los efectos del cálculo, de los tejidos u órganos adicionales siguientes: glándulas suprarrenales, cerebro, intestino grueso superior, intestino delgado, riñones, músculo, páncreas, bazo, timo y útero.


Nota:

Téngase en cuenta que hasta acá hemos hablado de:

Factores de ponderación de la radiación, wR. Factor de ponderación de los tejidos u órganos,wT.

Distinga el lector claramente esos elementos.

Dosis Efectiva

La dosis efectiva, E, es la suma de las dosis equivalentes ponderadas en todos los órganos y tejidos del cuerpo.

Está dada por la siguiente expresión:

donde:

HT es la dosis equivalente en el tejido u órgano T y,wT es el factor de ponderación para el tejido T.

Unidad:

J.kg-1 = Sv, (Sievert)

Como vimos al hablar de dosis equivalentes

Notar que expresando HT en función de la dosis absorbida en el órgano T, resulta:

En la expresión obtenida, puede observarse la dependencia que presenta la dosis efectiva, tanto de:

los factores de ponderación de la radiación como de los factores de ponderación de cada órgano T.

En la Figura 1 se esquematiza la relación entre la dosis absorbida, la dosis equivalente y la dosis efectiva.

E = ∑ wT . HT

E = ∑ wT . ∑ wR

. DT,R



Figura 1 - Relación entre las dosis en el cuerpo humano

Efectos Estocásticos

Como ya dijimos, los efectos estocásticos son:

aquéllos en los cuales la probabilidad de que se produzca el efecto es función de la dosis; mientras que la severidad del mismo es independiente de la dosis, y no tienen umbral (Figura 2).

Los efectos estocásticos se producen como consecuencia del daño sobre una célula o un pequeño número de células. Ejemplos de efectos estocásticos son los efectos carcinogénicos y los efectos hereditarios de las radiaciones ionizantes.

Figura 2 - Efectos estocásticos en función de la dosis

Efectos No Estocásticos o Deterministas

Como también dijimos, los efectos deterministas son aquéllos en los que:

la gravedad del efecto y su frecuencia varían en función de la dosis.

La relación dosis-efecto tiene umbral (Figura 3).

frecuencia severidad

DOSIS DOSIS


El 100% de frecuencia de un efecto determinista se logra con una dosis suficiente como para alcanzar el umbral de severidad en toda la población.

La dosis umbral es la dosis necesaria para provocar el efecto en por lo menos el 1 - 5% de los individuos expuestos.

Figura 3 - Efectos deterministas en función de la dosis

Los efectos deterministas son la consecuencia de la sobreexposición externa o interna, instantánea o prolongada, sobre todo o parte del cuerpo. Provocan la muerte de una cantidad de células tal, que no pueda ser compensada por la proliferación de células viables. La pérdida resultante de células puede causar deterioros severos de la función de un órgano o tejido, clínicamente detectables.

El estudio de los efectos deterministas se basa en el análisis de la distribución espacial y temporal de la dosis sobre el cuerpo.

Frec

uenc

ia (%

)Se

verid

ad

DOSIS

DOSIS

Variación de lasensibilidad entre

individuos expuestos

Umbral parasituacionespatológicas



Ejercicios

Los siguientes ejercicios deberán controlarse por la plataforma

1) Marque las afirmaciones como verdadero o falso:

Los efectos estocásticos son determinísticos.Los efectos no estocásticos son determinísticos.Los efectos estocásticos tienen umbral.Los efectos no estocásticos son de determinación colectiva.

2) Concepto de Dosis

Cantidad de radiación emitida por unidad de masaCantidad de energía absorbida por unidad de masaCantidad de radionucleidos incorporados por unidad de masaNinguna de las anteriores.

3) Complete los espacios en blanco en los siguientes enunciados.

La dosis efectiva, E, es ........................ de las dosis equivalentes ................................... en todos los .................................del cuerpo.

Su unidad es el ....................................

El mismo es equivalente a .................

Esta dosis puede expresarse también en función de la dosis...............

Los efectos .....................son la consecuencia de la ........................ externa o interna, instantánea o prolongada, sobre todo o parte del cuerpo.

La dosis umbral es la dosis ................ para provocar el efecto en por lo menos del ....... al..............de los individuos expuestos.

Los efectos estocásticos son aquellos en los cuales la ...................... de que se produzca el efecto es función de ......................, mientras que la severidad del mismo es ...................de la dosis, y ....... tienen umbral.


Glosario

Comisión Internacional de Mediciones y Unidades de Radiación.Roentgen.Comisión Internacional de Protección Radiológica.Dosis equivalente y Dosis efectiva.Efectos determinísticos y estocásticos.Dosis absorbida.Dosis media en un órgano o tejido.Gray.Exposición.Factores de ponderación de la radiación, wR.Dosis equivalente media en un órgano o tejido, HT.Factor de ponderación de los tejidos u órganos,wT.Sievert.




Unidad


Fundamentos dela protección radiológica.Consideracionesgenerales de losefectos de lasradiaciones ionizantes




Valorar la importancia de los procesos de protección radiológica para distintas situaciones de la vida humana.

Distinguir entre las situaciones de práctica e intervención.

Reconocer la necesidad de la justificación de las distintas prácticas radiológicas.

Interpretar la importancia de la optimización de las mismas, para el cuidado del ser humano y del medio ambiente.

Reconocer límites y restricciones de dosis, para distintas situaciones

Adquirir una valoración para la adecuada generación, transporte y almacenamiento de los residuos radioactivos.

Internalizar el concepto de exposiciones potenciales.

Discriminar los efectos biológicos de la exposición a las radiaciones en todo el cuerpo y en zonas localizadas.

Internalizar conceptos como mecanismo de reparación, período de latencia, tiempo de expresión de riesgo, agentes carcinógenos, efectos prenatales y otros.

Reconocer parámetros que caracterizan cada uno de los efectos.


Introducción

El desarrollo científico y tecnológico ha sido fuente de inestimables beneficios para la salud y el bienestar de la sociedad. Pero, a la vez, ha dado lugar a nuevos factores de riesgo para la salud de las personas. La necesidad de no dejar de aprovechar los beneficios y, al mismo tiempo, evitar o reducir los posibles perjuicios asociados, ha conducido al desarrollo de la protección del medio ambiente y del medio laboral.

La protección radiológica se inscribe en ese conjunto como una disciplina orientada a promover la protección de las personas contra los riesgos derivados del empleo de fuentes de radiaciones ionizantes.

Fundamentos de la Protección Radiológica

El marco básico de la protección radiológica, tiene necesariamente que incluir valoraciones tanto de tipo social como científico, porque la finalidad principal de la protección radiológica es proporcionar un nivel adecuado de protección para el hombre, sin limitar, indebidamente, las prácticas beneficiosas provenientes de la exposición a la radiación.

Dado que existen umbrales para los efectos deterministas, es posible evitar dichos efectos restringiendo las dosis recibidas por las personas. No es posible, sin embargo, evitar del todo los efectos estocásticos debido a que no es posible fijar un umbral para ellos.

La finalidad del marco básico de la protección radiológica es:

evitar la aparición de efectos deterministas manteniendo las dosis por debajo de los umbrales aplicables, y

asegurar que se toman las acciones razonables para reducir la inducción de efectos estocásticos.

Clasificación de las exposiciones a las radiaciones ionizantes

Éstas se clasifican, según la relación entre la fuente y las personas, en tres tipos diferentes, conocidos como:

Exposición ocupacional: es la recibida en el lugar de trabajo y principalmente como consecuencia del trabajo.

Exposición médica: consiste principalmente en la exposición de las personas como parte de su diagnóstico o tratamiento.

Exposición del público: incluye todas las demás exposiciones.



Prácticas e Intervenciones

Se han desarrollado criterios aplicables a dos tipos de circunstancias totalmente diferentes, desde el punto de vista de la posibilidad de controlar las causas que originan las exposiciones de las personas. Éstas son:

Prácticas

Se entiende por práctica a toda tarea con fuentes de radiación que produzca un incremento real o potencial de:

• la exposición de personas a radiaciones ionizantes, o de • la cantidad de personas expuestas.

La radiología diagnóstica y la producción de radioisótopos son ejemplos de prácticas.

Intervenciones

Esta expresión se aplica al conjunto de acciones, que corresponde adoptar cuando las personas reciben, o pueden recibir, dosis de radiación que se originan en causas no controlables, preexistentes al momento de decidir la acción.

Es el caso de accidentes ya desencadenados y ciertas situaciones de exposición natural. Estas acciones pueden contribuir a disminuir las dosis de radiación que habrán de recibir las personas a partir del momento en que se decide la intervención.

Modificaciones en las viviendas existentes con el objeto de reducir la concentración de radón es un ejemplo de intervención.

Esta distinción entre prácticas e intervenciones es muy importante debido a que los criterios a aplicar en cada caso son distintos.

Criterios Básicos de la Protección Radiológica

Los criterios básicos en que se apoya la seguridad radiológica, establecen que:

las prácticas que utilicen radiaciones ionizantes deben estar justificadas, la protección radiológica debe ser optimizada, deben respetarse los límites y restricciones de dosis establecidos y la probabilidad de accidentes -exposiciones potenciales- debe ser mínima.


Justificación de la Práctica

Ninguna práctica con radiaciones ionizantes debe ser autorizada si no existen evidencias de que la misma producirá, para los individuos o la sociedad, beneficios que compensen el posible detrimento que puedan generar.

Se trata de un principio que evalúa el beneficio y el detrimento colectivos asociados con la práctica, y su aplicación conduce a impedir la utilización de fuentes de radiación con fines superfluos.

En la consideración del detrimento posible, debe tenerse en cuenta no solamente el detrimento asociado con la operación normal de las instalaciones; sino también el que pueda derivarse de posibles accidentes.

Optimización de la Protección Radiológica

Una vez que una práctica ha sido justificada y adoptada, es necesario considerar cómo utilizar mejor los recursos disponibles para reducir el riesgo de las radiaciones para los individuos y la población.

El objetivo principal debería ser asegurar que tanto la magnitud de las dosis individuales, así como el número de personas expuestas y la probabilidad de recibir exposiciones se mantengan tan bajas como razonablemente sea alcanzable, teniendo en cuenta factores económicos y sociales.

Habrá que considerar las interacciones que pudiera haber entre estas diferentes magnitudes.

Si la reducción del detrimento en un paso dado se puede conseguir sólo mediante un despliegue de recursos desproporcionados respecto a la reducción de dosis a aplicar, dicho paso no será de interés para la sociedad; siempre y cuando se haya asegurado la protección adecuada de los individuos. En este caso, la protección se podrá considerar como optimizada. Este procedimiento también se debería aplicar a la hora de revisar prácticas ya existentes.

Límites y Restricciones de Dosis

La exposición de los individuos que resulte de la combinación de todas las prácticas, debe estar sujeta a límites de dosis o a algún mecanismo de control del riesgo a la salud, en el caso de las exposiciones potenciales.



La finalidad de tales controles es asegurar que ningún individuo esté expuesto a riesgos de irradiación considerados inaceptables, en circunstancias normales. Esto asegura que:

los efectos deterministas serán evitados y la probabilidad de sufrir efectos estocásticos será suficientemente baja.

Límites y Restricciones de Dosis para los Trabajadores

Los límites de dosis para la exposición ocupacional son los siguientes:

El límite de dosis efectiva es 20 milisievert en un año. Este valor debe ser considerado como el promedio en 5 años consecutivos (100 milisievert en 5 años), no pudiendo excederse 50 milisievert en un único año.

El límite de dosis equivalente es 150 milisievert en un año para el cristalino del ojo y 500 milisievert en un año para la piel.

Para verificar el cumplimiento de los límites de dosis citados, se suma:

la dosis equivalente efectiva anual debida a la exposición externa yla dosis equivalente efectiva comprometida debida a la incorporación de

material radiactivo en el cuerpo, durante ese año.

La Autoridad Regulatoria puede establecer en la autorización o licencia de operación, restricciones de dosis para la exposición ocupacional, las cuales actúan restringiendo el proceso de optimización.

Menores de Edad

No se admite la exposición ocupacional de menores de 18 años, excepto para estudiantes de 16 a 18 años, que en sus estudios requieran el uso de fuentes radiactivas.

En este caso la Norma AR 10.1.1. establece:

un límite anual de dosis efectiva de 6 mSv y un límite anual de dosis equivalente de 50 mSv para el cristalino y un límite anual de dosis equivalente de 150 mSv para la piel.

Embarazadas

No se recomienda ningún límite de exposición ocupacional especial para la mujer, excepto en el caso de mujeres embarazadas.


Requisitos especiales se deben cumplir para proteger al embrión, una vez declarado el estado de gravidez. La trabajadora tan pronto conoce que está grávida, debe notificarlo inmediatamente al responsable de la instalación o práctica.

El objetivo es que el feto no exceda el límite correspondiente para miembros del público.

Desde el momento que se declara la gravidez, las condiciones de trabajo deben ser tales que resulte altamente improbable que:

la dosis equivalente individual, en la superficie del abdomen exceda 2 mSv, y la incorporación de cada radionucleido involucrado exceda 1/20 del límite

anual de incorporación respectivo, durante todo el período que resta del embarazo.

La utilización de esta restricción de dosis, relacionada con la fuente, conjuntamente con el criterio de optimización, sería suficiente para garantizar el empleo de mujeres embarazadas sin necesidad de restricciones específicas adicionales. Sin embargo, es recomendable que las mujeres en estado de embarazo sean excluidas de tareas que impliquen una probabilidad significativa de recibir dosis e incorporaciones accidentales altas.

Los límites de dosis no se aplican a la exposición proveniente de fuentes naturales de radiación, ni a las recibidas por los pacientes de prácticas médicas.

Restricciones de Dosis

Para una instalación en particular, es necesario restringir las dosis en los individuos más expuestos, con la finalidad de dejar un adecuado margen para la contribución de otras fuentes de radiación. Por lo tanto, los límites no deben interpretarse como objetivos a alcanzar.

Las restricciones de dosis son valores de dosis individual relacionados con la fuente, los cuales se utilizan para limitar las opciones consideradas en el proceso de optimización. En muchas actividades, se pueden establecer con certeza los valores de dosis individuales que recibirán los trabajadores en operaciones bien definidas; en estos casos es posible establecer restricciones de dosis que se aplicarán a la actividad laboral en cuestión.

La actividad para la cual se establece una restricción de dosis debe ser definida en términos amplios. Por ejemplo: trabajos realizados con generadores de rayos x, operación rutinaria de una dada instalación, etc.



Límites de Dosis para Miembros del Público

El control de la exposición del público debido a situaciones normales, se realiza mediante la aplicación de controles sobre la fuente, más que sobre el ambiente. Estos controles se logran fundamentalmente mediante la optimización de los sistemas de depuración de los efluentes, restringiendo adecuadamente las dosis resultantes, y utilizando límites autorizados de descarga para cada instalación en particular.

Actualmente, la Norma AR 10.1.1. recomienda un límite de exposición del público, expresado en términos de dosis efectiva, de 1 mSv en un año. No obstante, en circunstancias especiales se podrá permitir un valor más alto de dosis efectiva en un año, siempre que el valor promedio en 5 años no supere 1 mSv.

El cumplimiento del límite de dosis efectiva de 1 mSv en un año garantiza la no ocurrencia de efectos deterministas.

No obstante, la Norma AR 10.1.1. establece límites anuales de dosis equivalente de 15 mSv para el cristalino y 50 mSv para la piel, promediado sobre cualquier área mayor de 1 cm2, independientemente de la zona expuesta.

Los límites de dosis para miembros del público se aplican a la dosis promedio en el grupo crítico; esto es, al grupo de la población representativo de las personas más expuestas a una dada fuente de radiación.

El alcance de los límites de dosis en la exposición del público se limita a las dosis recibidas como consecuencia de prácticas. El radón en las viviendas y al aire libre, los materiales radiactivos naturales o artificiales ya presentes en el ambiente, y otras fuentes naturales, están fuera del alcance de los límites de dosis para protección del público; estas situaciones deben ser analizadas con los criterios de intervención.

Consideraciones Particulares para las Exposiciones Médicas

Los conceptos anteriores son aplicables tanto a la exposición ocupacional como a la del público.

En el caso de la exposición médica corresponde efectuar comentarios especiales sobre los tres principios citados; es decir: la justificación de la práctica, la optimización de la protección radiológica y los límites y restricciones de dosis.

No es posible establecer límites de dosis para la exposición de los pacientes, pues en cada circunstancia el balance entre el riesgo y el beneficio es diferente.


Dado que el beneficio y el riesgo, están referidos a la misma persona no deberían presentarse situaciones de inequidad. Es una responsabilidad médica, determinar si los procedimientos radiológicos están justificados en cada caso individual y, de los respectivos especialistas decidir las condiciones en que deberá efectuarse.

Los procedimientos de diagnóstico con fuentes de radiaciones ionizantes, deben ser realizados empleando todos los medios posibles para reducir la exposición innecesaria al paciente, sin afectar la calidad de la imagen; en esto consiste la optimización.

En las Normas Básicas Internacionales para la Protección contra las Radiaciones Ionizantes y la Seguridad de las Fuentes de Radiación, se recomienda adoptar niveles de referencia para las diferentes prácticas tales como radiografía, fluoroscopía, tomografía computada, mamografía y medicina nuclear. Si los procedimientos se efectuaran de modo que los pacientes recibieran dosis mayores que tales niveles, deberían investigarse y corregirse las causas.

La Comisión Internacional en Protección Radiológica, en su publicación Nº 60 expresa que:

“Dado que en la mayoría de los procedimientos que producen exposiciones médicas son claramente justificados, y que estos suelen beneficiar directamente al individuo expuesto, se ha prestado menos atención a la optimización de la protección contra exposiciones médicas que a la de la mayoría de las demás aplicaciones de las fuentes de radiación. Por consiguiente, existen amplias oportunidades de reducir las dosis en la radiología diagnóstica. Existen métodos sencillos y de bajo costo que permiten reducir las dosis sin perder información diagnóstica, aunque la medida en que estos métodos se utilizan varía mucho. Las dosis resultantes de investigaciones similares cubren intervalos de hasta dos órdenes de magnitud. Se debería considerar el uso de restricciones de dosis, o niveles de investigación, seleccionados por la autoridad profesional o reguladora apropiada, para su aplicación a los procedimientos diagnósticos comunes. Estas restricciones se deberían aplicar con cierta flexibilidad, con el fin de permitir dosis cuando así lo indique una fundada valoración clínica”.

Residuos Radiactivos

Los residuos radiactivos, se generan en todas las actividades que utilizan materiales radiactivos como parte de sus procesos operativos.

En el caso de actividades médicas, los residuos radiactivos provienen del uso de un amplio espectro de radioisótopos para diagnóstico y tratamiento de seres humanos, los cuales se presentan en dos formas diferentes, ya sea como:



fuentes encapsuladas donde la probabilidad de dispersión es muy baja, y fuentes abiertas potencialmente dispersables.

Excepto el caso de fuentes de radioterapia, que al momento del recambio tienen una alta actividad remanente y por lo tanto, deben seguirse procedimientos estrictos para su gestión como residuo o como fuente en desuso. El uso diario de radioisótopos en medicina e investigación, motiva la generación de residuos radiactivos sólidos de baja actividad que deben manipularse adecuadamente.

El método de gestión aplicado es el mismo; ya sea en la propia instalación que los produce, o en instalaciones dedicadas a la gestión de residuos radiactivos: mantenerlos aislados el tiempo necesario para que los radionucleidos contenidos decaigan a niveles aceptables para su ingreso al medio ambiente accesible al hombre.

La mayoría de los residuos radiactivos producidos por usuarios de radioisótopos son sólidos de baja actividad, y contienen emisores beta-gamma; de haber residuos radiactivos líquidos, se deben dejar caer hasta niveles despreciables y luego se descargan en la pileta activa siguiendo un procedimiento autorizado. A fin de garantizar una gestión adecuada de los residuos radiactivos sólidos de baja actividad es necesario tener en cuenta una serie de criterios operativos, ellos son:

Minimizar la generación de residuos radiactivos, utilizando sólo el material descartable que resulte necesario y evitando mezclarlos con residuos convencionales.

Segregar los residuos radiactivos en la fase de generación, teniendo en cuenta diferencias tales como:

o tipo de radionucleidos, o actividad, o período de semidesintegración y en particular, o si se trata de residuos biológicos o materiales de uso biológico.

Almacenar los residuos radiactivos en forma segura y debidamente identificados a la espera de su eliminación definitiva.

Si bien no puede generalizarse en todos los casos, la mayoría de los residuos radiactivos sólidos de baja actividad pueden gestionarse como residuos convencionales; una vez que su actividad haya decaído lo suficiente. Cuando transcurren aproximadamente diez períodos de semidesintegración, la actividad del radionucleido se reduce en un factor mil. En estas condiciones, el material a ser eliminado debe despojarse de cualquier señal que lo identifique como material radiactivo.

Aquellos residuos radiactivos que deban ser gestionados para su recolección, deben acondicionarse en bolsas plásticas de 40 cm x 60 cm y 100 μm de espesor, identificadas con una tarjeta atada al cordel donde consten:


la procedencia del residuo radiactivo, los principales radionucleidos presentes, su actividad, la tasa de exposición del bulto en contacto, eventual contaminación externa y si contiene material biológico.

En el caso particular de residuos radiactivos en material biológico, no deberán poseer gérmenes patógenos que afecten al ser humano y en el caso de que contengan animales, los mismos deberán ser preservados en freezer y entregados congelados.

Transporte de Material Radiactivo

El uso de materiales radiactivos está muy difundido en medicina en actividades, tales como, el tratamiento de diversas formas de cáncer, así como en múltiples técnicas de diagnóstico empleadas en medicina nuclear.

Una gran variedad de productos radiofarmacéuticos son continuamente provistos a los usuarios, desde los centros de producción o almacenamiento por vía aérea o terrestre. Entre los productos más utilizados se pueden mencionar los generadores de molibdeno 99 - tecnecio 99m, y los compuestos de I131.

Con el objeto de proteger adecuadamente a las personas expuestas, los bienes y el medio ambiente, durante el transporte normal de los materiales radiactivos e incluso, si algo anormal ocurriese durante el acarreo y almacenamiento en tránsito, reglamentaciones nacionales e internacionales imponen una serie de requisitos al transporte de material radiactivo.

La Norma AR 10.16.1. “Transporte de materiales radiactivos” adopta como reglamento nacional el “Reglamento para el transporte seguro de materiales radiactivos” del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), el cual contiene requisitos de diseño de bultos y de carácter operativo y administrativo. Entre los requisitos más importantes del Reglamento figura la limitación de las tasas de dosis en el entorno de los bultos y la contaminación máxima permitida en su superficie externa. Además establece ciertas reglas de acumulación de bultos y de segregación entre bultos y personas.

El Reglamento estipula que el transporte debe realizarse en un número limitado de tipos de bulto, a saber:

Bultos exceptuados, Industriales, Tipo A y Tipo B.



También establece límites de contenido radiactivo a cada uno de ellos, excepto el Tipo B. En este último caso, el límite a transportar es una característica del diseño del bulto que debe ser aprobado por la Autoridad competente, en nuestro país la Autoridad Regulatoria Nuclear.

Gran parte de los bultos del Tipo A son utilizados para transportar productos radiactivos para medicina y en más del 80% de los casos transportan actividades que son una pequeña fracción (aproximadamente el 1%) de la actividad límite. Básicamente, el embalaje de dicho tipo de bultos, está constituido por un frasco de vidrio, rodeado por un material absorbente, y alojado en un recipiente de plomo a modo de blindaje, que se encierra en un envase de hojalata; el conjunto así descrito se introduce en una matriz de poliestireno expandido y se aloja en una caja exterior de cartón (ver Figura 1).

Figura 1 - Modelo de bulto del Tipo A para transportar radiofármacos

Para controlar la irradiación externa del material radiactivo en tránsito, durante el acarreo y almacenamiento, el Reglamento establece valores máximos del nivel de radiación en contacto y a 1 metro de la superficie exterior de cualquier tipo de bulto. En base al máximo nivel de radiación a 1 metro de la superficie externa de los bultos se define el Índice de Transporte (IT), que es:

un número adimensional destinado a controlar la exposición a las radiaciones durante la acumulación de bultos.

El IT se lo obtiene multiplicando por 100 el nivel máximo de radiación en mSv/h, medido a 1 metro de la superficie exterior del bulto, redondeado a la primera cifra decimal superior.

Cinta de seguridad(PVC) y broches

Tapón precintado decaucho butilo y aro

metálico

Frasco de vidrio tipo antibiótico - Sistema de

contención primario

Envase cilíndrico de hojalata - Sistema de

contención secundario

Caja cúbica decartón corrugado,

plastificado exteriormente

Envase cilíndrico de plomo al 95% de pureza - Sistema blindante

Separador de blindaje de poliestireno expandido - Centrador

Matriz de poliestireno expandido - Absorvedor de impacto

Cinta autoadhesiva (P.V.C.)

Paño esponja absorvente (Fibra sintética celulósica)


Para establecer medidas operativas tales como:

segregación, acumulación en estiba y carga máxima por medio de transporte o por vehículo,

el Reglamento establece tres categorías de bultos que quedan determinadas por el nivel de radiación en contacto con la superficie exterior del bulto y el IT de acuerdo con el Cuadro 1.

Cuadro 1 - Categorización de los bultosutilizados en el transporte de material radiactivo

Así mismo, para brindar una rápida información a las personas que deben manipular los bultos durante el transporte, el Reglamento prevé el etiquetado en la superficie exterior de los mismos. Las etiquetas reglamentarias proveen información tal como:

la categoría a la que pertenece el bulto (lo que se indica con una, dos o tres barras rojas verticales de acuerdo a las categorías I-BLANCA, II-AMARILLA y III-AMARILLA, respectivamente),

tipo y magnitud del contenido radiactivo e IT; en la etiqueta I-BLANCA no figura el valor de IT ya que para esta categoría

IT = 0.

En la Figura 2 se muestran los modelos de las etiquetas; su tamaño real mínimo debe ser un rombo de 10 cm de lado.

Las etiquetas deben ser completadas en cada bulto transportado, con la indicación del radioisótopo o radioisótopos transportados y la correspondiente actividad en Becquerels.

Por su parte en las etiquetas de Categoría II y III – AMARILLA, debe indicarse también el IT que corresponda.



Figura 2 - Modelos de etiqueta

Exposiciones Potenciales

La realización normal de las prácticas, da por resultado ciertas exposiciones a la radiación cuya magnitud puede predecirse. También pueden contemplarse escenarios en que haya posibilidades de exposición; pero ninguna certidumbre de que tal exposición tendrá lugar efectivamente.

Se denomina exposiciones “potenciales” a:

Aquellas exposiciones que no son de esperar pero sí posibles.

Las exposiciones potenciales pueden convertirse en exposiciones reales, si la situación inesperada se produce efectivamente; por ejemplo a consecuencia: de fallas de equipos, de errores de diseño o explotación, o de alteraciones imprevistas de las condiciones ambientales, por ejemplo en un emplazamiento de evacuación de desechos radiactivos.


Es posible prever la ocurrencia de tales sucesos y estimar la probabilidad de que ocurran.

La experiencia acumulada sobre accidentes ocurridos en el pasado y el conocimiento de las características de las instalaciones permite imaginar distintos escenarios accidentales posibles.

Es entonces factible diseñar sistemas de seguridad, para prevenir la ocurrencia o el encadenamiento de eventos que conduzcan a los accidentes imaginables. El tratamiento del tema, debe ser probabilístico y cada tipo de exposición potencial, puede tener una probabilidad asociada. La prevención consiste en disminuir esta probabilidad tanto como sea posible y mantenerla por debajo de límites considerados aceptables.

Intervención en Emergencias

Situaciones típicas en las que es aplicable el concepto de intervención son:

Exposiciones provocadas por accidentes. Casos de exposición natural.

En estas situaciones o durante la intervención en emergencias, no es factible actuar sobre las causas que generan la exposición de personas; pero es posible tomar acciones para reducir las dosis de radiación que tales personas pueden recibir.

Son aplicables a las acciones de intervención los criterios de:

justificación de dosis yoptimización de dosis.

Justificación, en este caso, significa que la intervención debe encararse sólo si su beneficio (dosis de radiación que logra evitarse) es mayor que el perjuicio que pueden ocasionar las acciones que deban tomarse para ello.

La optimización se refiere al análisis que debe realizarse para conducir del modo más apropiado (con el mayor beneficio neto) la intervención.

Los límites de dosis previstos para las prácticas planificadas no son aplicables en situaciones de intervención. En cambio la adopción de niveles de intervención constituye una guía útil para tomar rápidamente decisiones sobre la conducta a seguir. Estos niveles se correlacionan, con el tipo de acciones que corresponde adoptar en situaciones accidentales según la gravedad de la misma, considerando el grado de perturbación asociado con las posibles medidas de intervención.



Efectos Biológicos de las Radiaciones

El núcleo es la estructura celular más sensible a las radiaciones. En él se almacena la información genética dentro de la molécula de ADN. Sin embargo, fuera del núcleo, también hay estructuras celulares sensibles a los efectos radioinducidos. Tal es el caso de las organelas vinculadas con el metabolismo aerobio, así como el sistema de endomembranas y la membrana celular.

Cuando un sistema biológico es irradiado, se produce excitación o ionización al nivel de moléculas críticas que lo componen. La modificación de ese sistema se produce en este caso por acción directa de la energía entregada (efecto directo). Pero hay que considerar también que, los sistemas biológicos son esencialmente acuosos, de modo que la energía absorbida en ese volumen de agua generará moléculas intermediarias con gran reactividad química (radicales libres), y dará lugar a los mecanismos secundarios de daño (efectos indirectos).

En las exposiciones a radiación de baja transferencia lineal de energía o baja LET, predominan los efectos indirectos; mientras que en las exposiciones a radiación de alta LET predominan los efectos debidos a mecanismos directos de daño.

Una irradiación puede producir distintos tipos de lesiones en la molécula de ADN:

Rupturas de cadenas (simples o dobles).Alteración de las bases nitrogenadas. Oxidación de azúcares. Formación de dímeros entre dos bases. Formación de puentes entre las dos cadenas del ADN (cross links).

Cuando se produce una irradiación, el tiempo entre dos eventos ionizantes es importante, porque es el intervalo en el cual la célula puede poner en marcha mecanismos de reparación o de adaptación a la injuria. Esto es, a mayor tiempo entre dos eventos subletales mayor es la probabilidad de recuperación del daño.

En la célula existen mecanismos de reparación muy eficaces que implican la participación de numerosas enzimas: endonucleasas, ADN polimerasas y ligasas, entre otras. Las rupturas dobles presentan más dificultades para los mecanismos reparadores que las rupturas simples pues en las primeras la cadena contralateral, que podría servir como modelo para iniciar la reparación, también está dañada.

Los dos mecanismos principales de reparación son: escisión y resíntesis que permite la reparación de rupturas simples, y las recombinaciones homólogas o heterólogas, reparadoras de las rupturas dobles.

En un sistema biológico dado, la proporción de células sobrevivientes disminuye cuando la dosis aumenta. La tasa de supervivencia dependerá de la dosis del


sistema celular estudiado y de las condiciones de estudio. Existen varios factores que pueden modificar la respuesta biológica, entre los cuales pueden mencionarse:

Concentración de oxígeno Tasa de dosisFraccionamiento de la dosis Calidad de la radiación

Clasificación de los Efectos Biológicos

El proceso de ionización producido por las radiaciones lleva a cambios, a veces en forma transitoria, que pueden dañar las células. Si se producen daños celulares y no se reparan adecuadamente, puede ocurrir que las células afectadas mueran o se vea impedida su reproducción, o bien que se origine una célula viable, pero modificada. Ambos extremos tienen implicancias profundamente distintas para el organismo.

Si el número de células que murieron es suficientemente elevado, se producirá un daño susceptible de ser observado, que será el reflejo de una pérdida de funcionalidad del tejido.

La probabilidad de que se produzcan tales daños será cero a dosis pequeñas; pero por encima de un determinado nivel de dosis (umbral) aumentará rápidamente hasta la unidad (100%).

Por encima del umbral aumentará asimismo la gravedad del daño con la dosis. Este tipo de efectos, conocidos anteriormente como no estocásticos se denominan ahora deterministas, como lo vimos en la unidad anterior.

El resultado será muy diferente, si en vez de producirse la muerte de la célula irradiada, ésta sobrevive con una alteración en su genoma. Este tipo de efectos se denominan estocásticos y como también ya vimos, son de naturaleza aleatoria o estadística.

Definimos efecto hereditario:

Es el caso en el cual la transformación se produce en una célula cuya función es transmitir información genética a generaciones posteriores (célula germinal en gónadas). El efecto de variado tipo y gravedad se expresará en la descendencia de la persona expuesta.

Si en cambio la transformación ocurre en una célula somática, podría dar lugar luego de un largo período de latencia, a la inducción de un cáncer (carcinogénesis).



Efectos Deterministas por Sobreexposición de todo el Cuerpo

Los efectos letales de la radiación expresan la insuficiencia de determinados órganos vitales para el organismo. Estas insuficiencias se evidencian mediante una secuencia de eventos, luego de distintos períodos de tiempo, de acuerdo con la cinética celular de los tejidos afectados.

La secuencia de eventos se caracteriza por una combinación de signos observados y síntomas manifestados, es decir síndromes.

Diferentes órganos expresan insuficiencia en distintos rangos de dosis. De acuerdo a la dosis recibida en todo el cuerpo, se pueden distinguir las siguientes formas del Síndrome Agudo de Radiación (SAR):

Hemopoyética Gastrointestinal Neurológica

La severidad de las manifestaciones clínicas depende de la dosis, y se pueden agrupar de la siguiente forma:

0 - 0,25 Gy - No hay manifestaciones clínicas. Se puede detectar un aumento en la frecuencia de aberraciones

cromosómicas en linfocitos.

0,25 - 1 Gy - Sin síntomas o sólo náuseas transitorias. En sangre hay disminución de los linfocitos y a veces leve

reducción del número de plaquetas. Se detectan aberraciones cromosómicas en linfocitos. En algunos pacientes se registran cambios en el

electroencefalograma.

1 - 2 Gy - Grado leve de la forma hemopoyética. En un porcentaje de los sobreexpuestos se presentan náuseas

y vómitos en las primeras horas. Entre las 6 - 8 semanas luego de la irradiación disminuye el

número de granulocitos neutrófilos y plaquetas, pero esta reducción no es suficiente para producir infección y hemorragia.

Se debe realizar seguimiento hematológico. La mayoría de los pacientes se recupera sin tratamiento.

2-4 Gy - Grado moderado de la forma hemopoyética. La mayoría de las personas sobreexpuestas presentan náuseas

y vómitos luego de 1 - 2 horas de la irradiación. Los niveles más bajos en el número de neutrófilos y plaquetas se


alcanzan en 3 - 4 semanas luego de la irradiación, acompañados de fiebre y hemorragia.

Con las condiciones terapéuticas actuales todos los pacientes se pueden recuperar.

4-6 Gy - Grado severo de la forma hemopoyética. Las náuseas y vómitos aparecen luego de 0,5 - 1 hora post-

irradiación. Hay fiebre y eritema en piel y mucosas. Los valores más bajos en el recuento de neutrófilos y plaquetas

ocurren entre la 2 - 3 semana luego de la irradiación, y persisten durante dos semanas.

Sin tratamiento, la mayoría de los pacientes muere, como consecuencia de hemorragias e infecciones.

Sin embargo, si se aplican tratamientos de sostén, la mayoría de las personas sobreexpuestas tienen posibilidades de recuperación.

6-10 Gy - Grado extremadamente severo de la forma hemopoyética. Las náuseas y los vómitos aparecen dentro de los 30 minutos

posteriores a la sobreexposición. Un alto porcentaje de personas sobreexpuestas presentan

diarrea en 1- 2 horas. Los niveles más bajos de neutrófilos y plaquetas se detectan a

los 10 – 14 días luego de la irradiación. Sin el tratamiento correspondiente la mortalidad alcanza el 100%. Si la terapia es la apropiada, y se aplica tempranamente, una

fracción de las personas sobreexpuestas se puede recuperar. La mortalidad en estos casos está dada por la asociación entre

la grave insuficiencia hemopoyética y las lesiones en otros órganos, tales como el tracto gastrointestinal y el pulmón.

10 Gy Se desarrollan las formas gastrointestinal, cardiovascular y neurológica.

Cualquiera fuese el tratamiento aplicado la letalidad es del 100%.

A continuación se describirá con más detalle, las tres formas en que evoluciona el síndrome agudo de radiación.

Síndrome Hematopoyético

El síndrome hematopoyético se produce con dosis de 1 - 10 Gy en todo el cuerpo, como vimos en la severidad de las manifestaciones clínicas.

La muerte por falla de la médula ósea, está asociada a la linfopenia, granulocitopenia y plaquetopenia.



El recuento de linfocitos es uno de los indicadores sanguíneos más sensibles de injuria por radiación, debido a que para la misma dosis, los niveles más bajos son alcanzados más temprano que otros tipos celulares.

La muerte de los linfocitos en interfase, con dosis de 1 - 2 Gy, hace que su número decline hasta un 50% de su valor normal en 48horas. Se alcanza una meseta la cual es dosis dependiente, con una duración de casi 45 días y luego sigue una lenta recuperación de varios meses.

Luego de una irradiación con dosis mayores de 1-2 Gy, los granulocitos neutrófilos muestran un incremento inicial durante los primeros días, después de la irradiación. Este “primer ascenso abortivo”, es mayor después de irradiaciones con altas dosis.

En la forma neurológica el aumento de neutrófilos es muy pronunciado y persiste hasta la muerte. Esta fase inicial de granulocitosis es seguida de un descenso en el número de neutrófilos, y su tasa y duración dependen de la dosis.

Diez días después de una irradiación con dosis de 2 - 5 Gy, comienza un “segundo ascenso abortivo”, probablemente debido a la división celular de una población dañada genéticamente que no puede continuar su proliferación. Este ascenso se extiende por casi 15 días. Con esta dosis, el período comprendido entre los días 20 y 30 es crítico por los riesgos de fiebre e infecciones.

La ausencia de este “segundo ascenso abortivo” es un signo desfavorable, ya que no se observa si las dosis son mayores de 5 Gy. Esta etapa es seguida de un segundo descenso de casi 25 días de duración.

Con dosis de aproximadamente 6 Gy, el nivel de granulocitos puede ser reducido al 10%, de 5000 células/ l se pasa a 500 células/ l (nivel crítico), en 12 - 14 días.

Cuando el paciente sobrevive a la caída de neutrófilos, le sigue una espontánea recuperación, que comienza alrededor de la quinta semana.

El comportamiento de las plaquetas es similar al de los granulocitos, pero las plaquetas no muestran un segundo ascenso abortivo.

Las plaquetas muestran un aumento durante los primeros 2 - 3 días posteriores a la irradiación, seguido de una acelerada disminución, con casi 100 000 plaquetas/ l a los 30 días con dosis de 1 Gy.

Con dosis de 6 Gy, un nivel mínimo de 10 000 plaquetas/ l es observado a los 10 - 15 días.

Cuando el número de plaquetas alcanza valores por debajo de 30 000/ l puede haber hemorragias, lo que requiere tratamiento mediante transfusión de plaquetas.

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Síndrome Gastrointestinal

El síndrome gastrointestinal corresponde a la forma del síndrome agudo de radiación que aparece con dosis de 10 a 50 Gy.

Algunos de los signos y síntomas del síndrome gastrointestinal son: anorexia, letargia, diarrea, disminución de los fluidos y electrolitos corporales, pérdida de peso, etc..

El recuento de leucocitos cae dramáticamente, puede haber hemorragias y bacteriemia, que agrava la injuria y contribuye a la muerte.

Pueden observarse úlceras gástricas y colónicas. La enteritis severa ocurre alrededor de 4 días después de una irradiación con dosis de 10 Gy.

Síndrome Neurológico

El síndrome neurológico se presenta con dosis superiores a los 50 Gy en todo el cuerpo.

Con estas dosis, se producen en el sistema nervioso central cambios patológicos, tales como un aumento de la permeabilidad vascular y la producción de edema y hemorragia.

Efectos Deterministas Localizados

La gravedad del daño que puede ser tolerado en un tejido u órgano depende de varios factores:

Nivel de depleción o pérdida celular que produce disfunciones en los tejidos; momento de manifestación del daño; capacidad de reparación y recuperación del tejido; volumen irradiado, entre otros.

Piel

Los efectos de las radiaciones sobre la piel son dependientes de la dosis y de la profundidad y del área de la piel irradiada.

La escala de severidad de los síntomas es la misma que para las quemaduras comunes: eritema, edema, ampollas, úlceras y necrosis.



Las dosis umbral para efectos deterministas, después de una dosis aguda en un campo de 3 cm de diámetro, se encuentra en los siguientes rangos:

Depilación temporaria 3 - 5 GyDepilación permanente > 7 GyEritema 3 - 10 GyRadiodermitis seca 10 - 15 GyRadiodermitis exudativa 15 - 25 GyNecrosis > 25 Gy

Estos valores aumentan cuando disminuye el tamaño de la zona irradiada. Las dosis umbral para efectos deterministas por irradiación fraccionada son más altas:

Depilación permanente 50 - 60 GyEritema > 30 Gy

Aparato Digestivo

Los daños en el tubo digestivo provocan síntomas agudos y crónicos, que van desde la diarrea y la dispepsia hasta la úlcera, la estenosis y las obstrucciones.

Hay una variada radiosensibilidad de las diferentes partes del tubo digestivo, siendo la parte más sensible el intestino delgado. Recto, colon y estómago, siguen en orden decreciente de sensibilidad.

Estos efectos producen un síndrome gastrointestinal mortal, cuando gran parte del intestino es expuesto en forma aguda a una dosis mayor de 10 Gy.

Las complicaciones tardías debido a lesiones localizadas en el aparato digestivo, se manifiestan meses o años posteriores a la exposición, y aparecen en forma de obstrucciones, constricciones y adherencias, resultantes de la fibrosis, pudiendo aparecer perforaciones y fístulas.

Aparato Respiratorio

El pulmón es el órgano del tórax más sensible a la radiación. La neumonitis por irradiación, puede sobrevenir en forma precoz y semanas o meses después, producirse una radiofibrosis.

Cuando todo el volumen o la mayor parte de ambos pulmones es irradiada, se puede producir una neumonitis mortal. La fibrosis puede manifestarse después


de la irradiación de campos grandes. Sin embargo, dosis altas administradas en campos reducidos pueden también, conducir a la fibrosis.

La DL50 por irradiación aguda es de 8 - 10 Gy y de 20 - 30 Gy para exposiciones fraccionadas en 6 - 8 semanas.

Sistema Cardiovascular

El corazón no es considerado un órgano altamente radiosensible. Sin embargo:

Una dosis de 40 Gy fraccionada, puede causar algún grado de degeneración miocárdica.

Una dosis mayor de 60 Gy para todo el corazón puede llevar a la muerte por derrame pericárdico y pericarditis constrictiva.

Los vasos sanguíneos en todos los órganos muestran cambios después de recibir de dosis de 40 - 60 Gy. En general:

la permeabilidad vascular y flujo sanguíneo tienden a incrementarse en las primeras fases de la respuesta a la radiación,

luego de varios meses se produce degeneración de las células endoteliales, y engrosamiento de la membrana basal,

los cambios tardíos en los vasos sanguíneos incluyen generalmente la proliferación endotelial focal, engrosamiento de la pared, estrechamiento de la luz y reducción del flujo sanguíneo.

Sistema Urinario

El riñón es el elemento más radiosensible del sistema urinario, mientras que la vejiga tiene una sensibilidad intermedia y los uréteres son los más resistentes, aunque pocas veces son irradiados en toda su longitud.

Con dosis fraccionadas de 20 Gy en 3 - 4 semanas, se puede observar una reducción en la función renal.

Con dosis más altas se produce nefritis aguda en un plazo de 6 - 12 meses, que puede ser letal o conducir a la nefritis crónica.

Sistema Nervioso Central

Tradicionalmente se consideraba que los tejidos del sistema nervioso central eran radiorresistentes.



Sin embargo, el tejido nervioso posee muy poca capacidad de repoblación, lo que sumado a datos obtenidos de la experiencia radioterapéutica, es motivo suficiente para no considerarlo radiorresistente.

Se considera que la dosis de tolerancia para todo el cerebro es de alrededor de 55 Gy fraccionados en 5 - 6 semanas.

Para la médula espinal las dosis de tolerancia son más bajas que para el cerebro. Las estimaciones de una dosis segura para la médula cervical, torácica y lumbar varían entre 35 Gy en 4 semanas y 50 Gy en 5 semanas. La lesión radioinducida en la médula espinal es inversamente proporcional a la longitud de la médula irradiada.

Tejido Hematopoyético

Anteriormente hablamos del síndrome hemopoyético pero ahora vamos a referirnos al sistema hemopoyético.

Éste es uno de los tejidos más radiosensibles del cuerpo. Se pueden advertir respuestas a la radiación luego de una dosis de 0,5 - 1 Gy, ya sea que se administren en exposición única o en una serie de fracciones pequeñas.

Después de la exposición aguda accidental, la DL50 en el hombre está comprendida entre 3 - 5 Gy, si bien, el uso de cámaras estériles, antibióticos y una cuidadosa atención médica con transfusiones y trasplantes de médula ósea han hecho posible que las víctimas de accidentes radiológicos sobrevivan a dosis más altas.

Durante la exposición ocupacional:

La dosis umbral para detectar depresión en la hemopoyesis se ha estimado en un valor mayor a 0,4 Sv/año, y la dosis umbral que induce a aplasia medular mortal probablemente es mayor a 1 Sv/año.

La irradiación de la médula ósea se traduce también en cambios a largo plazo. Se hallaron casos de reducción del número de células de la serie blanca hasta 7 años después de la radioterapia de las glándulas mamarias y tejidos adyacentes con dosis mayores de 50 Gy administrados durante 1 - 3 meses.

Efectos a Nivel Ocular

Entre los tejidos de la región del ojo (glándulas lagrimales, conjuntiva, córnea, retina), el cristalino es el más sensible a la radiación. El cristalino es particularmente sensible a la irradiación uniforme y, responde a dosis de aproximadamente 1 Gy en tratamiento único ó 4 Gy en forma fraccionada, con la formación de cataratas.


La producción de opacidades es la consecuencia del daño sobre las células del epitelio anterior del cristalino:

Opacidades estacionarias mínimas se observaron después de dosis únicas de 1 - 2 Gy, y

con más de 5 Gy se producen cataratas progresivas graves. Con 7,5 Gy en forma aguda y 14 Gy fraccionados, la opacificación del cristalino

con dificultad de la visión alcanza al 100% de las personas expuestas.

Órganos de la Reproducción

Ovario

El ovario es un órgano sumamente radiosensible. Dosis únicas de 2 - 6 Gy producen esterilidad temporal, siendo necesarias dosis mayores, cuando se administran fraccionadas para igual efecto.

Las mujeres mayores son más susceptibles, probablemente debido a un decreciente número de folículos que se produce con la edad. La dosis umbral para esterilidad permanente disminuye con la edad.

Testículo

El testículo es también un órgano radiosensible. Dosis de 0,1 - 0,15 Gy producen esterilidad temporal. La dosis que induce esterilidad permanente en el 100% de los hombres expuestos es mayor a los 6 Gy.

Hueso y Cartílago

El hueso y el cartílago en desarrollo son mucho más sensibles a la radiación que esos mismos tejidos en el adulto. La radiación puede producir retardo o incluso la detención del crecimiento.

Con dosis superiores a 20 Gy se producen escoliosis, cifosis, deslizamientos de las epífisis femorales, hipoplasia, retraso del crecimiento, problemas dentales, etc..Como dijimos:

El cartílago maduro es mucho más resistente al daño por radiación y las dosis para producir necrosis son altas.

El hueso adulto, en general, es considerado radiorresistente a pesar de que después de la irradiación se vuelve susceptible al trauma y a la infección, y posee escasa capacidad de regeneración.



Sistema Endócrino

La disfunción tiroidea puede ser debida a la irradiación de la glándula tiroides o del eje hipotálamo-hipofisario.

La glándula tiroides se considera como un órgano radiorresistente, desde el punto de vista de la destrucción y de la deficiencia funcional. Se requiere un mínimo de 300 Gy para producir la ablación total en un corto período, por ejemplo, 2 semanas. El hipotiroidismo es el más frecuente de los efectos deterministas tardíos que afectan a la glándula tiroides después de la irradiación. El daño clínico puede manifestarse varios meses o años después.

El daño directo a la glándula tiroides debido a la radiación ionizante, puede causar hipotiroidismo primario; mientras que la irradiación del eje hipotálamo-hipofisario produce hipotiroidismo secundario.

Carcinogénesis Radioinducida

Se denomina carcinogénesis a la sucesión de eventos que llevan a la aparición de un cáncer.

Se incluye bajo esta denominación, a un conjunto de enfermedades que pueden afectar distintos órganos, que tienen como elemento común el crecimiento celular ilimitado, invasivo y potencialmente letal. El sustrato fisiopatológico del cáncer, es una afectación severa del comportamiento celular, como consecuencia de anomalías genéticas que se traducen en alteraciones en la producción y la función de numerosas proteínas. La manifestación clínica de un cáncer es el resultado final de una serie de cambios celulares producidos a lo largo de un tiempo muy prolongado (años), denominado período de latencia. Es un proceso complejo, de etapas múltiples, que tiene su origen en mutaciones relativamente simples a nivel del ADN.

En la actualidad se acepta la teoría monoclonal del origen del cáncer.

Se entiende por clon a una “familia” de células que se originaron inicialmente en una única célula “madre” que dio por resultado dos células “hijas”; las que a su vez se duplicaron y dieron origen a cuatro células, y así sucesivamente dando como resultado un clon.

Los agentes capaces de inducir este tipo de cambios en las células se llaman carcinógenos.

Existen numerosos agentes carcinógenos:


Agentes químicos: hidrocarburos policíclicos aromáticos, benzopirenos, asbestos, dioxina, aflatoxina, metales pesados, anilinas, nitrosaminas, cloruro de vinilo, drogas antineoplásicas, etc..

Agentes físicos: radiaciones ionizantes, radiación ultravioleta.

Agentes biológicos: virus oncogénicos (SV40, HPV, adenovirus).

Como hemos visto hasta aquí, las estimaciones de los riesgos de las exposiciones a bajas dosis de radiación tienen importancia fundamental en el ámbito de la radioprotección. Estas estimaciones se basan fundamentalmente en la interpretación de datos epidemiológicos y de estudios experimentales.

También se sustentan en el conocimiento creciente del proceso de carcinogénesis y de los mecanismos moleculares de la respuesta de la célula a la injuria por radiación.

Desde el punto de vista biológico, el cáncer radioinducido no presenta diferencias respecto del cáncer que aparece espontáneamente en una población dada. Es decir que hasta el momento, no existe ningún indicador que permita demostrar con certeza que un cáncer determinado ha sido o no inducido por la radiación. Es por eso que la cuantificación del riesgo de cáncer radioinducido en humanos, se basa fundamentalmente en los denominados estudios epidemiológicos que comparan riesgos entre poblaciones expuestas y no expuestas.

Existe siempre un tiempo mínimo entre la irradiación y la aparición de cáncer radioinducido en una población expuesta. Este período se denomina período mínimo de latencia y su duración varía con la edad y con el tipo de tumor. Para el caso de las leucemias y ciertos tumores óseos (osteosarcoma inducido por Radio), puede ser de 2 años; mientras que para la mayor parte de los tumores sólidos se considera de 10 años.

Asimismo existe un tiempo durante el cual, se continúa observando un exceso de casos de cáncer atribuible a la radiación. Es el denominado tiempo de expresión del riesgo que, en el caso de la leucemia, es del alrededor de 25 años y para los tumores sólidos puede alcanzar toda la vida. También en este caso hay variabilidad debida a la edad en el momento de la exposición.La información existente al respecto, permite inferir que la inducción de cáncer por radiación, se ve influida por:

Factores de naturaleza física (ligados a la radiación). Factores de naturaleza biológica (ligados a los individuos expuestos). Factores físicos: dosis, tasa de dosis, fraccionamiento, calidad de la radiación

(alta LET - baja LET). Factores biológicos: edad en el momento de la exposición, sexo, edad

alcanzada (tiempo transcurrido desde la exposición), predisposición individual (hábitos, carga genética, factores raciales).



Efectos Hereditarios

Los efectos hereditarios, que ya hemos definido anteriormente, son condiciones patológicas que surgen como consecuencia de un daño genético, transmitidas de una generación humana a la siguiente. Los daños genéticos ocurren debido a alteraciones (mutaciones) en la estructura o en la regulación de los genes en las células germinativas.

Convencionalmente, estos trastornos se clasifican en tres grupos:

Mendelianos: son aquellos trastornos debidos a mutaciones en genes simples, y que siguen las leyes mendelianas de la herencia. Éstos incluyen: los trastornos autonómicos dominantes, los autosómicos recesivos y los ligados al cromosoma X.

Aberraciones cromosómicas: son trastornos debidos a cualquiera de las anomalías cromosómicas numéricas o estructurales.

Multifactoriales: son trastornos resultantes de la acción unificada de múltiples factores genéticos y ambientales.

Es un hecho conocido desde hace más de 50 años que la radiación ionizante puede inducir mutaciones. Los principales hallazgos en este tema son:

En términos de sus efectos, las mutaciones inducidas son similares a las espontáneas, de manera que no es posible asegurar sobre cualquier mutación en particular, si es inducida o espontánea.

No hay un umbral por debajo del cual no haya inducción de mutaciones. El rendimiento de mutaciones frecuentemente, depende de la tasa de dosis y

por lo tanto, del período de tiempo durante el cual las células germinales son irradiadas.

La inducción de mutaciones depende de la calidad de la radiación, siendo de mayor efectividad las de alto LET.

Efectos Prenatales

Los efectos prenatales son consecuencia de irradiaciones durante la vida intrauterina.

Los sistemas en desarrollo son cualitativamente diferentes de los sistemas “adultos”. En primer lugar, son, durante buena parte del desarrollo, sistemas muy indiferenciados, con un índice mitótico alto y una alta capacidad de proliferación. Nos encontramos, por lo tanto, frente a un sistema cuya capacidad intrínseca de respuesta frente a la radiación es diferente.

La gestación humana se completa entre 37 y 42 semanas de edad gestacional.


Caracterizaremos muy brevemente y explicaremos los riesgos debidos a radiación durante cada uno de los períodos de la edad gestacional.

Período Preimplantacional

Tiene como rasgo fundamental el de generar el esbozo de las hojas embrionarias que darán orígen a los distintos sistemas tisulares. En este momento se verifica una multiplicación exponencial de las células, y hasta el momento conocido como “mórula” de 16 dias, la capacidad del sistema es totipotencial. La implantación del huevo en la mucosa uterina acontece aproximadamente el día 7 de edad gestacional.

Durante este período el principal efecto de la radiación es la muerte del huevo, dependiendo de momentos de máxima sensibilidad. El riesgo máximo en modelos animales, podría estar en el orden de 1% ó 2% de muerte en primeros estadíos, después de una dosis de 0,1 Gy.

Período Embrionario

Aquí se verifican fenómenos muy complejos de plegamiento dorsoventral del embrión, así como segmentación de las hojas embrionarias primitivas. Todo converge a que en la quinta semana de edad gestacional, puedan observarse todos los sistemas finalmente esbozados. A esta etapa seguirá un momento de crecimiento, desplazamiento y diferenciación histológica de los órganos.

La incidencia de malformaciones radioinducidas parece diferir entre especies y aún entre diferentes lotes dentro de la misma especie usadas en modelos experimentales, utilizados para establecer umbrales de dosis.

Algunos datos existentes permitirían afirmar que las dosis umbrales se encontrarían entre 0,5 y 1 Gy. Más allá de los modelos experimentales, los datos epidemiológicos de malformaciones supuestamente radioinducidas son tan escasos que no permiten establecer relaciones causales inequívocas.

Período Fetal

Se extiende entre la 8va y la 37ma semanas de edad gestacional. La diferenciación de los sistemas tisulares, como podemos imaginar, son procesos extremadamente complejos. Dentro de este período debemos recordar muy especialmente el desarrollo del sistema nervioso central que se constituye en el sistema más vulnerable. Sin duda, el Retraso Mental Severo (RMS) es el efecto más importante durante este período. El sistema nervioso en desarrollo resulta un blanco particularmente sensible.



Los momentos críticos para la generación de retraso mental severo en el humano se encuentran comprendidos entre la 8va y 15ta semana de edad gestacional y la 16ta-25ta semanas de edad gestacional con un riesgo asociado de 40.10-2 Sv-1 y 10.10-2 Sv-1 respectivamente.


Ejercicios

1) ¿Cuáles son los trámites para la realización de los exámenes médicos a trabajadores expuestos a radiaciones ionizantes?

2) Estando embarazada una mujer: ¿existe algún riesgo para la salud por trabajar con exposición a radiaciones ionizantes?

3) ¿Qué consecuencias tiene superar el límite de dosis?

4) Investigue para contestar las siguientes preguntas: a. ¿Cuánta radiación recibimos proveniente de fuentes naturales?b. ¿Cuánta radiación recibimos proveniente de fuentes artificiales?c- ¿Cuáles son los organismos internacionales que se ocupan de la protección

radiológica?d- ¿Qué diferencia existe entre irradiación y contaminación radiactiva?

5) ¿Cuál es la Filosofía de la radioprotección para los Efectos Estocásticos?

6) Tachar lo que no corresponda:

Límites de dosis:• “Una exposición prolongada y continuada que genere dosis por encima

de los límites en condiciones normales se considerará inaceptable/aceptable...”

• Lo que es aceptable/inaceptable para el paciente no lo es para el radiólogo ni para el público



Glosario

Exposición ocupacional, médica y del público.Prácticas e intervenciones.Límites de dosis efectiva y equivalente.Índice de Transporte.Becquerels.Exposiciones potenciales.Justificación y optimización.Mecanismos de reparación: escisión y resíntesis y recombinaciones homólogas o heterólogas.Efecto hereditario.Formas del Síndrome agudo de radiación. Hemopoyética, Gastrointestinal, Neurológica.Sistema hemopoyético. Efectos localizados.Carcinogéneis.Período de latencia.Agentes carcinógenos.Período mínimo de latencia.Tiempo de expresión del riesgo.Clasificación de los efectos hereditarios: mendelianos, aberraciones cromosómicas, multifactoriales.Efectos prenatales.


Normas Legales Citadas en esta Unidad

Norma AR 10.1.1

Norma AR 10.16.1

Normas Básicas Internacionales para la Protección contra las Radiaciones Ionizantes y la Seguridad de las Fuentes de Radiación.

“Reglamento para el transporte seguro de materiales radiactivos” del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA).




Unidad


Protección Radiológicadel público

ProtecciónRadiológica Ocupacional




Valorar la importancia de los procesos de protección radiológica tanto para el público como para el personal.

Reconocer diferentes modelos de los fenómenos aplicables a distintas situaciones de irradiación.

Interpretar la ecuación que permite valorar la descarga de material radioactivo sucedida.

Interpretar los parámetros que actúan en ellas para el caso de las distintas vías.

Internalizar el concepto crítico en un estudio poblacional radiológico.

Diferenciar las condiciones de irradiación según las distintas vías.

Reconocer los alcances de la irradiación en los distintos seres vivos y en el medio geográfico.

Aplicar los conceptos de justificación, optimización y control de dosis ya vistos al caso de protección pública y ocupacional.

Reconocer y evaluar la efectividad de distintos procesos de monitoreo.

Diferenciar los límites primarios, secundarios y derivados para las dosis.

Reconocer la importancia de los niveles de referencia, la calibración de instrumentos, los registros de procesos y la capacitación del personal.


Introducción

En esta unidad, trataremos varios de los conceptos, procesos y parámetros de las unidades anteriores, ahora vistos a la protección del público y del trabajador.

Analizaremos una serie de modelos que científica y estadísticamente permiten generar valores eficientes para ser analizados y cuantificar los procesos de emanación de radiaciones y su impacto en el hombre, en los demás seres vivos y en el medio geográfico.

Una vez hecha esta caracterización de esos fenómenos, estableceremos responsables de los procesos de control y las herramientas de las que éstos deben disponer para ejecutar eficientemente su tarea.

Protección Radiológica del Público

Dispersión de Materiales Radiactivos en la Atmósfera

Es fundamental el conocimiento de la fenomenología de la dispersión atmosférica, para evaluar las condiciones del emplazamiento de las instalaciones nucleares, así como para calcular las dosis individuales y colectivas que causarán los efluentes radiactivos por la operación de las mismas.

Cuando se elimina material radiactivo a la atmósfera, éste se verá afectado por los diferentes procesos que se desarrollan en la misma:

Advección: nombre del fenómeno producido por el viento que transportará dicho material.

Difusión turbulenta que es el efecto producido por la atmósfera. Dispersión atmosférica que es la combinación de ambos fenómenos.

MODELOS DE DISPERSIÓN ATMOSFÉRICA

A los fines de la protección radiológica se aplican, en general, modelos sencillos con numerosas simplificaciones, que son aceptados por la comunidad internacional para este tipo de evaluaciones. En estos modelos se asumen ciertas condiciones tales como:

a) fuentes puntuales, b) gases emitidos a temperaturas iguales a la ambiental o levemente superiores,c) condiciones atmosféricas estables en el tiempo y en el espacio, d) suelos de baja rugosidad y de orografía suave.



El modelo basado en la teoría gaussiana de la dispersión atmosférica estacionaria, es el de mayor aplicación para realizar evaluaciones con fines de protección radiológica. La denominación de gaussiano, se debe a que la concentración presenta una distribución normal (o curva de Gauss), para los cortes verticales y horizontales perpendiculares a la dirección en que el penacho es transportado.

Se aplica en las condiciones antes mencionadas y para distancias desde el punto de emisión hasta las decenas de kilómetros.

DISPERSIÓN DE MATERIAL RADIACTIVO EN MEDIOS ACUÁTICOS

La actividad nuclear también genera efluentes líquidos, que contienen en general una baja proporción de materiales radiactivos; que inevitablemente serán descargados a algún receptáculo hídrico. Por ello, es necesario conocer el comportamiento de los diferentes radionucleidos en las vías acuáticas.

Los modelos utilizados permitirán evaluar la dosis recibida por los miembros más expuestos del público, y así poder fijar las descargas para asegurar el cumplimiento de las restricciones de dosis.

En una primera etapa, la pluma o estela de descarga no alcanza el equilibrio ni la homogenización de las distribuciones vertical y transversal, comprendiendo entre 1 a 5 km (fase 1 o cercana). La forma de la pluma en esta primera fase, está caracterizada por su dependencia con la forma y dimensión del canal y el nivel de egreso del emisor, respecto al cauce del río.

Una segunda etapa es difícil de definir, ya que depende del caudal y de otras variables como velocidad y rugosidad, así también como del punto de descarga del efluente, y es la distancia de mezclado cuatro veces superior para una descarga en la orilla del río respecto a una efectuada en el centro del mismo. No obstante, se asume que en esta etapa se alcanza el mezclado completo, que dependerá de los factores mencionados.

La última etapa o fase 3 está asociada a mayores distancias, donde la pluma es independiente del tipo de canal y el análisis generalmente es unidimensional. En esta fase hay que tener en cuenta los aporte de afluentes y la eventual extracción por usuarios.

MODELOS DE DISPERSIÓN HÍDRICA

En la primera etapa o “fase cercana”, que comprende el ámbito donde generalmente se encuentra el grupo crítico, los modelos más usados son:

de tipo integral, fenomenológicos o numéricos.


En la “fase dos o fase alejada en área de mezcla completa”, donde el modelo ya es independiente del tipo de descarga y generalmente también de la temperatura de la pluma, suelen usarse:

Modelos bidimensionales.

En la “fase tres o fase alejada”, que también es independiente de la descarga y de la temperatura, para estimar la dispersión o dilución más allá de la zona de mezcla completa, en principio se utilizan:

los criterios y fórmulas sobre “distancia mínima de mezclado completo de la pluma”.

La concentración del contaminante para:

descargas continuas es inversamente proporcional al caudal del río; mientras que, para

una descarga instantánea la concentración media que atraviesa una sección alejada, es también inversamente proporcional a dicho caudal.

Si tenemos la presencia de un afluente del curso de agua en cuestión, el ingreso de éste incorpora un nuevo flujo, por lo cual la concentración descenderá, y habrá que tener en cuenta la suma de los caudales.

Por otra parte, si el curso de agua se bifurca, no habría alteración ya que las concentraciones en ambos cursos de agua serian iguales.

MODELOS DE ESTIMACIÓN DE DOSIS

Cada etapa del ciclo de combustible nuclear, elimina material radiactivo.

La evaluación de las dosis en el público, resultante de estas liberaciones es una tarea ardua y complicada; ya que las emisiones producidas por las distintas instalaciones tienen grandes fluctuaciones.

Por otro lado las dosis varían en el espacio y en el tiempo, y pueden asegurarse que serán menores cuanto más lejos de la instalación de referencia vivan los miembros del público.

Mientras algunas instalaciones pueden estar aisladas, otras se encuentran cercanas a centros de población. Las mismas emiten distintos tipos de radionucleidos, los cuales se desintegran a ritmos diferentes; la mayoría tienen solamente importancia local, pues se desintegran rápidamente; algunos perdurarán lo suficiente como para esparcirse alrededor del mundo y otros permanecerán en el ambiente prácticamente para siempre. También, dada sus características, estos radionucleidos se



comportarán de forma diferente en el ambiente, algunos se dispersarán rápidamente y otros lo harán en forma lenta.

En general los modelos ambientales son representaciones matemáticas de procesos de transferencia reales. La cadena de acontecimientos, que tienen lugar desde la emisión de material radiactivo al ambiente hasta su llegada al hombre, se representa mediante una serie de compartimientos, ocurriendo los procesos de transferencia entre éstos.

Tales modelos se denominan “modelos de compartimientos”. Estos pueden ser:

“factores de concentración” o de “equilibrio” si no dependen del tiempo y “dinámicos” o de “análisis de sistemas” si son dependientes del tiempo.

Figura 1 - Modelo para las principales vías atmosféricas

Figura 2 - Modelo para las principales vías acuáticas

Habitualmente es utilizado el modelo “de equilibrio” para estimar las dosis al grupo crítico debido a las liberaciones de material radiactivo al ambiente.


Si se consideran descargas continuas y constantes de nucleidos de período relativamente corto, y además, que las condiciones ambientales permanecen constantes en el tiempo, o que pueden ser representadas por valores promedio, se puede asumir una relación constante entre las concentraciones de actividad de los diferentes compartimientos.

En general la dosis recibida por los miembros del público debido a una descarga de material radiactivo al ambiente, responde a la siguiente ecuación:

D = Q.(f.ρ.T.Fd), donde:

- D es la dosis al grupo crítico; - Q la actividad descargada al ambiente en un período dado;- f es el factor de dispersión atmosférica en el punto de interés; - ρxy es el coeficiente de transferencia o factor de concentración entre los

compartimientos x e y; definido como la relación entre las concentraciones de actividad en los compartimentos x e y;

- T es la tasa de incorporación y - Fd es el factor dosimétrico para el radionucleido y la vía de interés.

Para la vía por inhalación:o ρxy es igual a 1, yo T es la tasa de respiración.

Para la irradiación externa por depósito de material radiactivo, o ρ es el factor de depósito (denominado también velocidad de depósito), o T es igual a 1 y o Fd es el factor dosimétrico por actividad depositada;

Para la irradiación externa por inmersión en la nube, o ρ y T son igual a uno, y o Fd es el factor dosimétrico por unidad de concentración de la actividad en

aire.

Si se requiere información sobre la variación en el tiempo del comportamiento de distintos radionucleidos en el ambiente, o la variación temporal de las dosis recibidas, se debe recurrir a modelos dinámicos. Esto es particularmente importante en el caso de liberaciones cortas, no rutinarias, donde las decisiones deben tomarse en función de la variación de la concentración de actividad en distintos compartimientos con el tiempo.

Las sustancias que son emitidas en forma de partículas serán depositadas en el suelo y en la vegetación, las más grandes caerán cerca del punto de emisión, mientras que las pequeñas serán depositadas a mayores distancias. Estos radionucleidos depositados darán lugar a irradiación externa, penetrarán en los alimentos y en el agua, y volverán a quedar suspendidos en el aire constituyendo un nuevo riesgo.



Algunos radionucleidos liberados de plantas de reprocesamiento o centrales de potencia, se dispersan a escala mundial debido a su largo período de semidesintegración y también a su alta capacidad de interacción con el medio. Tales nucleidos son, por ejemplo, el Kr85, I129, el H3 y el C14.

Respecto a los modelos acuáticos, el más sencillo considera la masa de agua receptora como un solo volumen y supone que los nucleidos están diluidos en forma uniforme. Generalmente se toma en cuenta una cierta renovación del agua en la masa receptora, y algunos procesos de eliminación, como el decaimiento radiactivo y la absorción en sedimentos.

Grupo Crítico

Se define “grupo crítico” al:

grupo de personas, real o hipotético, perteneciente al público, que está más expuesto debido a la operación de una instalación que, dada su característica, elimina material radiactivo al ambiente.

Se requiere que dicho grupo sea “homogéneo”, en lo relacionado a los hábitos de sus integrantes, como su alimentación, tipo de vida, costumbres, y también en su edad; ya que las dosis efectivas varían de acuerdo a esos factores (edad, dieta, metabolismo).

Cuando se evalúa el impacto radiológico ambiental preoperacional de una instalación nuclear, el grupo crítico debe ser considerado como hipotético, asumiendo que habitan en los puntos de mayor concentración ambiental y que se alimentan en las áreas de mayor contaminación. Con esto se contempla los posibles cambios que tengan lugar respecto a los hábitos de este grupo, durante el periodo operacional de las instalaciones.

Vías Críticas de Exposición del Hombre

Una vez descargado a la atmósfera el material radiactivo, se dispersa y es transportado por los vientos; parte del material se depositará sobre el terreno y cuerpos de agua, y existe también una transferencia de dicho material a los alimentos y al agua. Por lo tanto el hombre estará expuesto por distintas vías:

Irradiación externa, ya sea por:- “inmersión” en la nube radiactiva y/o por,- el material depositado (“depósito” o “irradiación por depósito”).

Contaminación interna, ya sea por:- “inhalación” del material radiactivo, y/o por,- “ingestión” de alimentos.


Paralelamente en las descargas líquidas, tendremos que el material descargado al cuerpo de agua considerado, se diluirá en éste y se transferirá también a las diferentes especies ictícolas y al sedimento del cuerpo de agua. Por lo tanto se puede considerar:

Contaminación interna, ya sea por ingesta de agua o de pescados. Irradiación externa por “inmersión” en el cuerpo de agua y eventualmente

“irradiación” por el material que se ha incorporado al sedimento.

VÍAS DE IRRADIACIÓN EXTERNA

La exposición debida a los fotones penetrantes, representa la fuente más importante de exposición externa. Las dosis debidas a la exposición externa por el material de la nube, depende principalmente de la distribución espacial y temporal de la actividad; así como del tipo y energía de la radiación emitida por cada nucleido. Además, debe tenerse en cuenta que la radiación puede ser atenuada por las viviendas o sistemas de transporte, de forma tal que la dosis a cielo abierto sería reducida por un factor de blindaje cuyo valor varía entre 0 y 1.

La dosis absorbida en aire por inmersión en la nube, con una determinada concentración de actividad de nucleidos emisores gamma, puede estimarse mediante el uso del “modelo de nube semi-infinita”. Este modelo asume que la concentración de los nucleidos en el aire es relativamente uniforme, y resulta entonces la nube en equilibrio radiante, o sea que la energía absorbida por un elemento de volumen dado de la nube es igual a la emitida por dicho elemento.

Cuando se consideran las dosis debidas a material radiactivo depositado sobre el terreno, sólo interesa la componente gamma de dicho depósito. Luego de ocurrido el depósito, la tasa de dosis asociada al mismo, va decayendo debido a la desintegración radiactiva y a la remoción de los nucleidos, desde la superficie por procesos tales como la penetración de los mismos en el suelo, o el lavado ocasionado por las lluvias. Debe diferenciarse el comportamiento del material depositado sobre los suelos o terrenos de uso agrícola y el del depositado sobre superficies urbanas menos permeables. Existen diferencias de comportamiento debido a las formas físicoquímicas de los materiales radiactivos, al proceso de depósito, ya sea húmedo o seco, y a la naturaleza de la superficie.

La contaminación superficial puede estimarse, en forma simple, mediante relaciones entre:

la actividad depositada por unidad de tiempo y superficie y la concentración de actividad en aire a nivel del suelo.

Estas relaciones se denominan generalmente “velocidades de depósito” (Vg), aunque es más apropiado el término “coeficientes de depósito”; dado que físicamente no representan una velocidad, aunque su unidad sea la misma y



tampoco dan idea de los procesos físicos-químicos involucrados. Los coeficientes de depósito son generalmente específicos para cada lugar, y su valor depende de las condiciones del entorno. A ello se debe la gran variabilidad que presentan sus valores si se los compara con las incertezas propias de la estimación de la concentración de actividad en aire. Por lo tanto, se recomienda el uso de valores específicos para el sitio, toda vez que sea posible. Si no se dispone de tales valores, la bibliografía especializada ofrece coeficientes de depósito tabulados, válidos para nucleidos particulados tales como Co60, Sr90, Cs137, o para aquellos nucleidos que pueden dar lugar parcialmente a gases reactivos, como el I131.

Los coeficientes de depósito para gases no reactivos o nobles son prácticamente iguales a cero.

La estimación de la dosis por irradiación externa debida a los nucleidos depositados sobre el suelo, implica un procedimiento relativamente directo, y existen diversos modelos aplicables al mismo. La manera más sencilla de proceder al cálculo, consiste en asumir que la superficie contaminada es una fuente plana infinita con la actividad uniformemente distribuida sobre la misma. Este método se considera apropiado para nucleidos de períodos de semidesintegración cortos, depositados sobre superficies lisas.

Para nucleidos de períodos largos, es necesario modelar la migración a través del suelo. Los modelos desarrollados para predecir este movimiento han sido validados experimentalmente sólo para un número limitado de nucleidos y tipos de suelo. Sin embargo, la importancia de este mecanismo en el cálculo de la dosis, justifica la inclusión de la variación temporal del perfil vertical de los nucleidos en los modelos de cálculo.

En la bibliografía especializada se dan nucleidos, estimados sobre la base de los modelos mencionados.

La contaminación radiactiva de cuerpos de agua puede deberse a:

la descarga planificada de nucleidos en los mismos, el depósito de material radiactivo por las lluvias, o el arrastre de dicho material por lavado a causa de las precipitaciones pluviales.

La irradiación externa puede ser recibida circunstancialmente por nadadores, pescadores, etc., aunque ésta suele ser una vía de irradiación poco significativa, si se consideran los tiempos de exposición involucrados. Los parámetros de entrada para los modelos de estimación de dosis debidas a descargas a cuerpos de agua, son:

la concentración de actividad en agua o la concentración de actividad en sedimentos.


Ambos parámetros son analizados en detalle cuando se estudian los modelos de dispersión de actividad en medios acuáticos.

Los modelos más sencillos, aplicados a descargas continuas y rutinarias en cursos de agua, estuarios y lagos asumen condiciones de equilibrio entre los procesos de entrada y remoción de actividad.

VÍAS DE IRRADIACIÓN INTERNA

Para la estimación de la irradiación interna de la población debido a la liberación de material radiactivo a la atmósfera, primero debemos conocer la concentración de nucleidos en el aire y la actividad depositada en diferentes puntos de interés. Luego habrá que analizar la transferencia de estos nucleidos a las distintas matrices ambientales que puedan incorporarse al organismo, tales como agua y alimentos. En algunos casos, éste es un análisis directo, tal como la ingesta de agua contaminada o la inhalación de nucleidos en el aire. Pero en otros casos estos nucleidos pueden ser transferidos a otros compartimientos antes de ser incorporados por el hombre, como por ejemplo el caso del I131 que es transferido desde el aire al suelo por depósito, pasando luego al pasto, alimento del ganado, produciendo leche contaminada que es finalmente consumida por los miembros del público.

Conocida la concentración de actividad en la matriz ambiental o compartimiento ambiental de interés, es necesario conocer las cantidades ingeridas o inhaladas para determinar la actividad incorporada. Para calcular la dosis correspondiente se utiliza el “modelo dosimétrico apropiado”

Otra vía de incorporación es a través de la piel. Esta vía solamente es crítica para el caso del tritio, ya que al ser un isótopo radiactivo del hidrógeno, intercambia rápidamente con el hidrógeno ambiental formando agua tritiada, que es incorporada fácilmente a través de la piel.

CADENAS ALIMENTARIAS TERRESTRES Y ACUÁTICAS

Los nucleidos depositados pueden transferirse tanto a las cadenas alimenticias terrestres como acuáticas. Esto implica una secuencia de un gran número de procesos, dependientes fundamentalmente de los nucleidos involucrados, como así también de las características del ambiente considerado.

Cuando el depósito se lleva a cabo sobre suelos cultivados, una fracción de los mismos será incorporada por el follaje, mientras el resto lo hará sobre el terreno. Paralelamente el material radiactivo es removido de la superficie de las plantas por procesos naturales, principalmente climáticos, y así resulta un período de semipermanencia de algunos días a varios meses. También, hay que considerar el proceso de “traslocación”, donde parte del depósito superficial puede absorberse y pasar a otras partes de la planta. Este proceso es más significativo para algunos nucleidos como el Cs137 y de menor importancia para otros como los actínidos (Pu239, Am241, etc.). En la etapa de crecimiento de las plantas los procesos más importantes son la intercepción, la retención y la traslocación.



Los nucleidos depositados sobre el suelo pueden ser absorbidos a través de las raíces y transferidos a las partes comestibles de los vegetales. El grado de incorporación radicular depende del elemento químico en cuestión, su forma química y del tipo de suelo y de planta. La incorporación por raíces es un proceso importante de contaminación vegetal en el largo plazo, cuando la contaminación superficial se ha reducido, y es relevante para los nucleidos de período de semidesintegración largo (varios meses o años), como por ejemplo el Sr90 y el Cs137.

Los vegetales pueden contaminarse, por la resuspensión de nucleidos depositados o por salpicaduras de la lluvia. Son procesos poco significativos en la etapa temprana del depósito frente a la contaminación directa desde la atmósfera. Son mecanismos importantes a largo plazo y sólo para aquellos nucleidos de período largo, relativamente insolubles en el suelo, que tienen escasa incorporación radicular como los actínidos.

Aquellos nucleidos que migran hacia las capas inferiores del suelo, fuera del alcance de las raíces, no intervienen en la cadena alimenticia terrestre, En algunos casos, los nucleidos de período largo pueden ser afectados por cambios bioquímicos en el suelo, entonces se alteran los mecanismos de captación por las raíces. Por ejemplo, la fijación de cesio por las capas arcillosas de terreno reduce drásticamente su incorporación radicular.

La transferencia de nucleidos a los animales es otra vía importante de exposición del hombre. La cadena más estudiada es la que vincula al pasto, el ganado vacuno y la leche. Su importancia radica en que el ganado vacuno cubre una extensa superficie durante el pastoreo, incorporando sustanciales cantidades de material depositado. La transferencia de actividad del forraje al ganado, y de allí a la carne consumida por el hombre, representa también una importante vía de contaminación interna. Asimismo, se debe considerar la contaminación del ganado por consumo de agua contaminada o por inhalación de nucleidos en el aire, así como por la ingestión de suelo arrastrado con la pastura. En general, estas vías son de menor importancia.

Un aspecto a tener en cuenta es la remoción de material radiactivo durante la preparación y/o el procesamiento de los alimentos. Una fracción importante de actividad superficial en los vegetales es removida por el lavado de las hojas o el descarte de hojas externas, así como durante la molienda y la elaboración de harinas. En la industria lechera, la concentración de nucleidos varía significativamente entre los distintos productos finales, así, por ejemplo, la manteca elaborada a partir de leche contaminada no contiene prácticamente cesio. Asimismo, la leche contaminada con I131, cuyo período de semidesintegración es de 8 días, puede ser conservada en frío hasta su decaimiento a niveles de actividad aceptables, o procesada para la fabricación de leche en polvo, manteca o quesos. Finalmente, debe destacarse que todos los procesos descriptos, se hallan fuertemente influenciados por la época del año en que se produce la descarga del material radiactivo al ambiente, así como por las prácticas agrícolas empleadas y los hábitos de consumo.


Respecto a la contaminación radiactiva de la fauna ictícola, debe destacarse la importancia del proceso de bioacumulación de nucleidos contenidos en el agua por las distintas variedades de peces y moluscos. En particular, el Cs137 es captado significativamente por los peces, así como el Sr90, aunque este último se concentra habitualmente en las partes no consumibles. Los procesos de transferencia entre el medio acuático y la fauna están directamente relacionados con:

las formas químicas del contaminante, la concentración iónica del medio, los hábitos alimentarios de las especies, etc.

A través de los modelos que representan las cadenas alimenticias se puede estimar la concentración de nucleidos en los distintos compartimientos de la cadena. Si se aplican las tasas de consumo de alimentos de interés, puede calcularse la incorporación de actividad en el hombre. Posteriormente aplicando los modelos dosimétricos apropiados, se calcularán las dosis involucradas.

A diferencia de la irradiación externa, que finaliza una vez retirada la fuente, la irradiación interna se prolonga en el tiempo luego de la incorporación de material radiactivo. Las dosis resultantes a los distintos órganos dependen de:

las formas químicas de los nucleidos, el tipo de radiación emitida, y el metabolismo propio de los individuos.

Se utilizan modelos metabólicos para determinar la distribución y la retención de los nucleidos en el organismo.

Las dosis por unidad de actividad incorporada por inhalación o ingestión varían entre distintos individuos, y se basan en su tamaño y sus diferencias metabólicas. La edad, particularmente, es un parámetro significativo en la dosimetría interna.

Criterios para la Limitación de la Descargade Efluentes Radiactivos al Ambiente

Para las diferentes prácticas asociadas a las actividades del hombre que incrementan la exposición a la radiación, la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP, en inglés) recomienda ciertos principios generales, como vimos en la unidad 4, que son:

la Justificación, la Optimización y los Límites de Dosis.



CONCEPTO DE RESTRICCIÓN DE DOSIS

Bajo el manto de la optimización, la ICRP ha introducido el concepto de restricción de dosis.

Este concepto es un criterio asociado con los individuos, como dijimos en la unidad 4, y se hace aplicable ahora a una fuente. Establece un valor máximo de dosis para los miembros del grupo crítico, debido a la operación de tal fuente.

La restricción de dosis no reemplaza al requerimiento de optimización sino que se aplica en la planificación de la protección, y restringe el proceso de optimización de la protección radiológica de la fuente en cuestión.

El valor de una restricción de dosis no es operativamente relevante, dado que sólo actúa como condición de contorno del proceso de optimización. La opción de protección optimizada resultante, determinará la elección de un nivel de dosis o cantidad derivada, asociada al límite autorizado de descarga para la operación.

La introducción del concepto de restricción de dosis obedece a la necesidad de garantizar que el límite de dosis recomendado para los miembros del público, 1 mSv/año, no se exceda en el caso que la exposición de un grupo crítico debida a la operación de una fuente particular, se agrega a la exposición de ese mismo grupo debida a otras fuentes propias de esa misma práctica u otras prácticas, incluyendo aquéllas a escala regional o global. Se asegura así que el grupo crítico mencionado no se halla deliberadamente expuesto a riesgos radiológicos considerados inaceptables.

Las restricciones de dosis serán fijadas a diferentes niveles, según la práctica en particular, teniendo en cuenta las previsiones hechas para futuras prácticas, para fuentes exceptuadas, para los posibles cambios en los hábitos del grupo crítico y, en los casos en que sea posible, la experiencia de otras prácticas bien gestionadas.

Por otra parte, los beneficios y detrimentos a la sociedad, derivados del uso de las radiaciones, no se hallan uniformemente distribuidos. La limitación de dosis individuales recomendada por la ICRP evita toda inequidad severa, que podría resultar de la exposición de un grupo crítico debido a una combinación de prácticas. La aplicación de una restricción de dosis tiende a reducir más aún cualquier desigualdad derivada de una fuente particular.

Fijación de Límites

El límite de dosis individual anual para el público recomendado por la ICRP es el valor de referencia para establecer una restricción de dosis. La misma será menor que una fracción de dicho límite primario, la que será fijada para reservar un margen de dosis para futuros desarrollos de la práctica asociada a la fuente en cuestión, u


otras prácticas. La diferencia mencionada estará dada por la contribución a la dosis en el grupo crítico, debida a fuentes actuales o previstas, a nivel regional y global.

La contribución a nivel regional y global puede estimarse haciendo proyecciones, teniendo en cuenta la denominada intensidad futura de la práctica, por ejemplo, la capacidad nuclear futura instalada por habitante, y el compromiso de dosis colectiva por unidad de práctica.

Figura 3 - Restricciones de dosis

FIJACIÓN DE LÍMITES DERIVADOS DE DESCARGA

Los límites de descarga autorizados son fijados por la Autoridad Regulatoria. Estos límites de descarga autorizados, serán incluidos en la licencia o autorización de operación de la instalación que se considere y serán los límites legales que deberá cumplir el operador de la instalación.

Los límites de descarga pueden ser expresados de distintas formas. Puede detallarse el espectro completo de radionucleidos a ser descargados o pueden combinarse en grupos adecuados como gases nobles, aerosoles, etc. Pueden fijarse límites para radionucleidos específicos, si los radionucleidos son radiológicamente significativos, si son los que más contribuyen en la emisión, o si sirven como indicadores del comportamiento de los sistemas de protección radiológica de la planta.

Los límites de descarga pueden también ser expresados como actividad alfa total o actividad beta/gamma total si la estimación de las dosis se basa en el radionucleido más crítico para los emisores alfa o beta/gamma presentes en el efluente.

Los límites de descarga normalmente se expresan en términos de límites anuales. Como éstos serían los límites primarios, pueden fijarse además, niveles para plazos más cortos. De esta manera se podría asegurar la validez de los procedimientos utilizados para estimar las dosis y evitar que se reciban mayores dosis debido a



descargas superiores a las normales, realizadas en períodos de condiciones ambientales con una dispersión baja.

Protección Radiológica Ocupacional

Los principios generales que orientan la protección radiológica del personal ocupacionalmente expuesto, tienden a mantener bajo control, las situaciones de inevitable exposición crónica a las radiaciones. Si bien tales principios y las normas que de los mismos se derivan constituyen una guía en la que debe quedar contemplada toda situación práctica posible, no puede prescindirse en ninguna circunstancia del criterio y juicio profesional en su aplicación. De allí que la adecuada instrucción de quienes intervienen en tareas que implican exposición a las radiaciones y los responsables de su control, constituye un aspecto esencial de todo programa de protección radiológica.

Un programa de protección radiológica que pretenda ser eficaz, debe contemplar todas las fases comprendidas desde la producción de las fuentes de radiación hasta su utilización.

Muchas situaciones de riesgo se pueden evitar o limitar, mediante adecuadas normas de producción de las fuentes. Por otra parte, el diseño de las instalaciones donde habrán de utilizarse, constituye una etapa fundamental en la que se debe poner énfasis para que contribuyan a la seguridad radiológica:

la disposición de materiales y equipos, las características de los accesos, el blindaje y los elementos de protección.

Asimismo, las condiciones de instalación y operación de las fuentes, también deben ser establecidas en la etapa de diseño y deben ser sometidas a la aprobación de la autoridad regulatoria correspondiente.

Una vez en funcionamiento, la instalación debe ser sometida a verificaciones periódicas de la efectividad de las previsiones adoptadas y de la correcta operación de la misma desde el punto de vista de la protección radiológica. Un aspecto esencial en ese sentido, lo constituye la periódica evaluación de las dosis de radiación recibidas por los individuos. Tal evaluación puede llevarse a cabo mediante estimaciones teóricas o mediciones, según las circunstancias.

Otro aspecto esencial en la organización de la radioprotección ocupacional, es la determinación y asignación de responsabilidades. Deben quedar claramente identificadas las que corresponden a:

los productores de fuentes,


los dueños de una instalación, los responsables de su uso y a todos los que trabajan en relación con la misma.

La autoridad de fiscalización debe tener claramente definidas sus funciones y los procedimientos a seguir en toda circunstancia previsible.

Establecimiento de Áreas Controladas y Supervisadas

El control de las fuentes radiactivas se facilita si los lugares en que están instaladas son calificados para ese fin. La Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP en inglés) define dos tipos de áreas de trabajo:

Áreas controladas

Un área controlada es aquélla en la que, en condiciones normales de trabajo (incluyendo los incidentes menores), se requiere que el trabajador cumpla procedimientos y prácticas establecidas especiales, dirigidas específicamente a controlar la exposición a la radiación.

Áreas supervisadas

Un área supervisada es aquélla en que se establecen ciertas condiciones de trabajo pero normalmente no son necesarios procedimientos y prácticas especiales.

Protección a la Exposición Externa y la Contaminación Interna

La protección radiológica fundamentalmente se asienta en:

las previsiones en el diseño y la construcción de las fuentes de radiación la instalación de las fuentes que, por su disposición y elementos de protección,

permita la operación de las mismas con niveles reducidos de exposición; la adopción por parte del personal de hábitos y rutinas acordes con los

principios de la protección radiosanitaria.

Si bien nunca puede prescindirse de este último aspecto, y por ello la importancia del adecuado entrenamiento del personal debe procurarse evitar la dependencia de la protección de factores relacionados al individuo y asegurarla, tanto como sea factible, en base a los requisitos exigidos a la fuente y la instalación. Vale decir, tender al logro de la protección intrínseca. Por ejemplo, un eficiente control de acceso a una área restringida mediante un dispositivo de enclavamiento, resulta más seguro que otra medida de señalización o administrativa que dependa de una acción individual. No obstante, las medidas de señalización cumplen un rol importante, cuando se debe advertir sobre el acceso restringido a aquellas personas sobre las que no se ejerce el control directo.



El principal control de la exposición a la radiación externa y la contaminación interna, es el monitoreo ambiental y/o individual según corresponda. El monitoreo es el aspecto fundamental de cualquier sistema de protección radiológica porque, en última instancia, sólo se puede comprobar su efectividad mediante la evaluación directa o indirecta de las dosis efectivas recibidas por los trabajadores a intervalos regulares de tiempo.

No obstante las previsiones generales de protección mencionadas, a continuación se presentan algunos aspectos específicos de protección frente a la radiación externa y a la contaminación interna.

EXPOSICIÓN EXTERNA

Blindaje, distancia y tiempo son las “herramientas” básicas para reducir la exposición por irradiación externa.

El blindaje estructural y el de las fuentes, constituyen el principal modo de protección intrínseca en una instalación. La posición relativa del operador respecto a la fuente (distancia) y el tiempo de permanencia son factores que están, en gran medida, condicionados por las actividades de tal operador. Por ello, el énfasis debe ser puesto en maximizar la contribución del blindaje a la protección.

CONTAMINACIÓN INTERNA

La dispersión de material radiactivo en el ambiente, y en consecuencia la contaminación, se controla mediante sistemas de contención, medidas de limpieza, rutinas de trabajo establecidas y ventilación.

El modo fundamental de protección intrínseca en la protección contra la contaminación interna lo constituye la contención. Básicamente consiste en el manipuleo del material en recintos herméticos y blindados mediante dispositivos especiales. No obstante, bajo ningún punto de vista debe desmerecerse el rol que juegan la limpieza, las rutinas de trabajo y los sistemas de ventilación. Cuando las medidas enunciadas resultan insuficientes para garantizar el cumplimiento de las normas de radioprotección, debe recurrirse a medios adicionales de protección personal tales como ropa especial de trabajo y máscaras con filtro, que impidan la contaminación del personal y la inhalación de material radiactivo.

Intervención del Personal en Situaciones Anormales

No obstante las medidas de seguridad radiológica adoptadas en una instalación, no puede descartarse la posibilidad de una situación accidental. Es por eso que deben preverse la secuencia de los pasos a seguir en una circunstancia anormal y definir claramente las responsabilidades y funciones de las personas que deben intervenir.


El primer paso es la inmediata detección de la situación a través de dispositivos de alarma ambiental o de uso personal.

Una vez detectada la emergencia se debe intervenir para detener el proceso que originó la situación y restablecer la operación normal de la instalación. Cuando la situación no puede ser controlada de inmediato, puede ser necesario disponer la evacuación del personal.

Se debe proceder a la inmediata identificación del personal que pueda haber resultado sobreexpuesto y utilizar los recursos disponibles para evaluar o estimar las dosis efectivas recibidas por los mismos. A este efecto puede utilizarse la información de los sistemas de monitoreo ambiental o individual (dosimetría física) y si las dosis superan cierto orden de magnitud, puede estimárselas mediante algún estudio clínico de sensibilidad apropiado, tales como la determinación de las desviaciones de los parámetros sanguíneos o el análisis de aberraciones cromosómicas (dosimetría biológica).

Con esa información debe someterse a las personas afectadas al tratamiento adecuado, empleando técnicas de descontaminación si correspondiere.

Deben investigarse las causas de la situación anormal, para evitar situaciones similares en el futuro.

Control Radiológico de Áreas de Trabajo

El control radiológico ambiental es necesario en los lugares de trabajo calificados como áreas controladas y suficientes en aquellos establecidos como áreas supervisadas.

Los objetivos fundamentales de ese control son:

Mantener bajo vigilancia continua, los principales indicadores de las condiciones radiológicas en situaciones normales de trabajo, y dar una alarma de advertencia, si dichas condiciones se tornan inadecuadas como consecuencia de un evento indeseable.

Servir de control principal de la exposición del personal en áreas que no requieren monitoraje individual, y actuar como control complementario en áreas en las que se requiere dicho monitoreo.

Los datos obtenidos del control radiológico de las áreas, de trabajo deben ser representativos de las condiciones durante el período de actividades y serán válidos mientras las situaciones operativas permanezcan invariables.

El monitoreo ambiental es particularmente útil para estimar la exposición de los trabajadores, cuando los métodos de dosimetría individual que se hubieren adoptado no fueran satisfactorios.



Métodos de Monitoreo

Los métodos empleados para la vigilancia radiológica en las áreas de trabajo son:

el monitoraje de los campos de radiación externa, el muestreo y medición de la contaminación del aire, y la medición de la contaminación superficial.

Siempre que existe una fuente que produce un campo significativo de radiación externa en un área de trabajo, conviene disponer de un monitor que emita una señal de alerta (acústica y óptica) cuando el nivel de dicho campo alcanza un valor inaceptable.

Para que las técnicas de muestreo y medición relativas al monitoreo del aire, resulten efectivas y eficientes, se debe prestar atención a las características de los contaminantes y establecer procedimientos para que la concentración de actividad del aire muestreado sea representativa de la del aire inhalado por los trabajadores.

Como la concentración de actividad suele ser muy no homogénea en distintos sectores de una misma zona de trabajo, es conveniente efectuar los muestreos en lugares lo más próximos posible al que inhalan la personas. Si el monitor de la actividad señala un deterioro significativo de las condiciones de trabajo, puede ser necesario medir la actividad total en el cuerpo de los individuos o realizar bioanálisis (fundamentalmente análisis de excretas) para estimar la contaminación interna de las personas afectadas.

Como se verá más adelante, la contaminación superficial se determina, directamente, con instrumentos portátiles o, indirectamente, por la técnica de barrido superficial. La elección entre ambos métodos se determina teniendo en cuenta, entre otras, las siguientes consideraciones:

el tipo y la energía de la radiación emitida por los contaminantes, la dispersión de la contaminación y los factores geométricos asociados a la

misma, la autoabsorción de la fuente y el nivel de la radiación de fondo.

Como regla general, para una evaluación cuidadosa y confiable se recomienda emplear ambos métodos de manera complementaria. El cuadro 1 muestra los límites recomendados para la contaminación superficial.


Cuadro 1 - Límites recomendados para contaminación superficial (*)

(*) Cuando la superficie es amplia el valor recomendado en todos los casos es 0,04 Bq/cm2 (10-8 u Ci/cm2)

INSTRUMENTACIÓN

Al seleccionar la instrumentación para el control de la radiación externa en un área de trabajo es necesario tener en cuenta, fundamentalmente, el tipo y la energía del campo de radiación así como el rango de la tasa de dosis a monitorear.

En el mercado pueden adquirirse varios tipos de instrumentos fijos o portátiles con distinta sensibilidad. Los monitores fijos miden el campo de radiación en un solo punto, en general su eficiencia es un tanto limitada y se los utiliza básicamente para monitorear la variación del campo de radiación en el tiempo. Los dispositivos portátiles, en cambio, permiten realizar determinaciones en cualquier punto de las áreas de trabajo.

Para determinar la contaminación radiactiva del aire se utilizan dispositivos que toman muestras o que fuerzan la convección de un volumen conocido del mismo a través de un filtro que, dependiendo de su eficiencia, retiene cierta parte del material radiactivo.

El monitoreo de la contaminación superficial se lleva a cabo mediante dispositivos portátiles provistos de detectores contadores Geiger-Muller, contadores proporcionales, contadores de centelleo, o semiconductores.

La contaminación superficial arrastrable, principalmente de emisores beta/gamma, se puede determinar de manera indirecta mediante una técnica de barrido superficial comúnmente denominada “frotis”. Consiste en frotar una porción (aproximadamente 900 cm2) de la superficie a monitorear, con un papel con ciertas características. Dicho papel, que retiene una fracción de la contaminación (10-



25% típico rango de la eficiencia de arrastre), constituye una muestra a la que, en una segunda etapa, se le mide la magnitud de la actividad que contiene y/o, para conocer la naturaleza de los contaminantes y determinar la contaminación con mayor sensibilidad; se la somete a un estudio espectrométrico. Finalmente, el cociente entre la actividad contenida en el papel (teniendo en cuenta la eficiencia de arrastre) y la superficie muestreada arrojará el valor de la contaminación expresada en términos de Bq/cm2.

MONITOREO DE LA EXPOSICIÓN OCUPACIONAL

El monitoreo de los trabajadores expuestos a las radiaciones, es la herramienta fundamental que contribuye a alcanzar los objetivos de la protección radiológica ocupacional; esto es, asegurar que en condiciones normales de trabajo no se superen los límites de dosis y reducir las exposiciones al nivel más bajo que razonablemente pueda alcanzarse.

Un sistema de monitoreo o control radiológico individual bien concebido permitirá, además, medir los niveles de exposición que pudieran producirse en caso de situaciones anormales.

Las siguientes son algunas ventajas subsidiarias que proporciona un sistema de control radiológico individual:

Servir de estímulo a los trabajadores para reducir sus exposiciones como resultado de la información facilitada a los mismos.

Comprobar la idoneidad de las normas y procedimientos en materia de supervisión, entrenamiento e ingeniería.

Juzgar las prácticas seguidas frente a las radiacionesCompilar datos, sobre individuos y grupos de población que pueden emplearse

para estudios epidemiológicos, análisis de riesgos y fines médico-jurídicos.

Filosofía General Recomendada por laComisión Internacional de Protección Radiológica

El monitoreo radiológico requiere un sistema integrado de medición, registro y evaluación de la exposición de los individuos expuestos. El sistema debe ser efectivo y eficiente, tanto para la exposición externa como interna, y debe ofrecer la capacidad de evaluar la dosis absorbida, la dosis equivalente en los distintos órganos corporales y la dosis efectiva.

Asimismo, debe estar concebido de manera que permita investigar las condiciones en que hayan tenido lugar las exposiciones significativas.

Los métodos de control radiológico ocupacional pueden agruparse en dos categorías:


los aplicados directamente sobre el individuo yaquéllos que se llevan a cabo en los ambientes de trabajo.

Monitoreo aplicado sobre el individuo la dosimetría individual de la radiación externa mediante dispositivos de

medición de uso individual (dosímetros); el monitoreo de la contaminación interna, mediante equipos que miden las

radiaciones emitidas por el material radiactivo incorporado al cuerpo del individuo. Se lleva a cabo a través de equipos medidores de la actividad corporal total (contador de cuerpo entero) o de la actividad parcial en algún o algunos órganos;

el monitoreo de la contaminación interna por procedimientos de radio-bioanálisis, para determinar la dosis equivalente comprometida. En general, se llevan a cabo mediante la determinación de la actividad y naturaleza de los nucleidos presentes en las secreciones o excretas del individuo; y

la medición de la contaminación de la piel y ropa.

Monitoreo ambiental en las áreas de trabajo. Los procedimientos a destacar son: el monitoreo de los campos de radiación ambiental; el monitoreo de la contaminación del aire; la medición de la contaminación de las superficies.

En base a tales mediciones y teniendo en cuenta las características de las sustancias radiactivas, la naturaleza de los campos de radiación, la geometría y duración de la exposición, etc., a través de modelos de cálculo, pueden derivarse la dosis equivalente o efectiva recibida por un trabajador

En consecuencia, un sistema adecuado de control radiológico individual requiere:

La planificación del tipo (dosimetría individual de la exposición externa e interna) y la amplitud del monitoraje.

Idoneidad en la interpretación de los datos resultantes. La correcta selección, ensayo, calibración, mantenimiento y distribución de

instrumentos y equipos así como la implementación de apropiadas técnicas analíticas.

Medios para el mantenimiento de registros y comunicación de la información obtenida.

Límites de Dosis

Como se ha visto, para acotar y controlar los riesgos debidos a la exposición a las radiaciones, se han establecido límites a la dosis efectiva y a la dosis equivalente en algunos órganos, recibidas por los trabajadores. Esto es,

El límite de dosis efectiva es 20 milisievert en un año. Este valor debe ser



considerado como el promedio en 5 años consecutivos (100 milisievert en 5 años) y no puede exceder 50 milisievert en un único año.

El límite de dosis equivalente es 150 milisievert en un año calendario para el cristalino y 500 milisievert en un año para la piel.

A los límites mencionados suele llamárselos “límites primarios” y marcan el límite superior que en ningún caso la dosis individual recibida por los trabajadores debe superar.

En la protección radiológica operacional las magnitudes sobre las que se fijan los “límites primarios”, es decir la dosis efectiva y la dosis equivalente, son inapropiadas para ser medidas directamente y, en consecuencia, efectuar el control directo sobre las mismas. Es así que durante el ejercicio de un programa de protección radiológica ocupacional, el control se lleva a cabo aplicando los límites autorizados sobre otras magnitudes cuya medición es más fácil y directa, habitualmente denominadas “operacionales”. A los límites fijados sobre esas magnitudes suele llamárselos “límites secundarios”.

En el caso de exposición interna, los límites secundarios están aplicados sobre la incorporación del material radiactivo por ingestión o inhalación. Es así que para cada radionucleido j, se ha fijado un IL,j, que es el límite anual de incorporación (ALI en inglés); resultante de dividir 20 mSv por el factor dosimétrico de dosis efectiva comprometida, para trabajadores, por unidad de incorporación de dicho radionucleido.

En algunas situaciones es mucho más conveniente controlar magnitudes referidas a las condiciones ambientales. En esos casos los límites, a los que suele denominarse “límites derivados”, se aplican sobre magnitudes tales como:

la tasa de dosis equivalente referida al nivel de radiación en un ambiente de trabajo,

la contaminación del aire (DAC - Concentración Derivada en Aire) y la contaminación de superficies o material de trabajo.

El grado de elaboración de los modelos definirá la confiabilidad de los límites derivados y su correlación con los límites primarios.

Niveles de Referencia

Es conveniente la fijación de niveles que no tienen el carácter de restricciones o límites de dosis, sino que actúan como un “disparador” de acciones por parte de la autoridad de fiscalización.

NIVEL DE REGISTRO:


A efectos de simplificar el archivo de las dosis equivalentes del personal, conviene establecer un nivel de referencia; de modo que aquellos valores que se encuentren por debajo del mismo no sean registrados en razón de su escasa significación. Se recomienda 1/10 del límite de dosis equivalente correspondiente al período que se considera.

NIVEL DE INVESTIGACIÓN:Cuando las dosis recibidas por las personas ocupacionalmente expuestas superan un cierto valor, la autoridad debe investigar las causas, aunque las condiciones de exposición fueran justificadas, y tomar acciones correctivas si fuera pertinente.

NIVEL DE INTERVENCIÓN:Debe prefijarse un nivel de dosis por encima del cual, se justifica la intervención de la autoridad. Esa intervención conducirá a medidas correctivas que eviten la reiteración de las causas que llevaron a ese nivel de dosis. Esas medidas pueden llegar a ser extremas tal como la interrupción de una operación o la clausura transitoria de una instalación.

Control Radiológico Individualen Condiciones Normales de Operación

El tipo y dimensión del control radiológico individual en cualquier área de trabajo depende de:

la historia dosimétrica de los trabajadores; la naturaleza del riesgo radiológico (radiación externa o contaminación

interna), la naturaleza de la radiación y la toxicidad de los radionucleidos; la medida en que puedan ocurrir sobreexposiciones.

Sea cual fuere el programa de control radiológico individual adoptado, es recomendable revisarlo periódicamente y cada vez que se introduzca alguna modificación importante en las condiciones de trabajo.

MONITOREO INDIVIDUAL DE LA RADIACIÓN EXTERNA

El monitoreo individual de la radiación externa permite evaluar el tipo y la calidad de la radiación y la dosis equivalente, que como consecuencia de ella, reciben los trabajadores en distintas partes del cuerpo. Estos datos pueden mostrar variaciones debidas a cambios de las condiciones de trabajo que indiquen la necesidad de modificar técnicas o procedimientos.

Para evaluar la dosis equivalente se emplean uno o más dosímetros que porta la persona expuesta mientras trabaja. En algunos casos, por ejemplo en zonas de elevada tasa de dosis, conviene utilizar dosímetros suplementarios que permitan su



lectura inmediata o proporcionen una advertencia. En general tales dosímetros no brindan suficiente información para determinar la dosis equivalente.

MONITOREO INDIVIDUAL DE LA CONTAMINACIÓN INTERNA

Cuando no pueda excluirse la posibilidad de la contaminación regular y significativa de un ambiente de trabajo, o cuando se ha producido un incidente cuyas secuelas pudieran dar lugar a problemas de contaminación durante un tiempo, es necesario el monitoreo individual rutinario de la contaminación interna.

Tiene por finalidad determinar la incorporación de radionucleídos y en consecuencia evaluar la dosis equivalente comprometida recibida en todo el cuerpo o en determinados órganos o tejidos del mismo.

Para el control de la contaminación interna pueden, separadamente o en combinación, utilizarse los dos métodos que siguen:

evaluación de la cantidad de materiales radiactivos presentes en todo el cuerpo o algunos órganos por mediciones in vivo;

análisis de excretas u otras muestras biológicas.

El método a emplear depende principalmente de las propiedades físicas de los contaminantes.

MEDICIÓN DIRECTA DE LA RADIACTIVIDAD DEL CUERPO

Este método, que se lleva a cabo con equipos que desde el exterior del cuerpo humano miden la radiación emitida desde el interior del mismo, sólo puede emplearse para radionucleidos que emiten radiación penetrante.

Antes de proceder a la medición de la contaminación interna, se debe considerar la posibilidad de contaminación externa y, si ésta existe, se la debe eliminar en la medida de lo posible (en todos los casos los individuos deben lavarse cuidadosamente antes del conteo). La contaminación cutánea que no se puede eliminar, se detecte o no, se interpreta como radiactividad incorporada, lo que conduce a una inevitable sobreestimación de la carga corporal.

ANÁLISIS DE EXCRETAS Y DE OTRAS MUESTRAS BIOLÓGICAS

En la mayoría de los casos, este tipo de análisis permite identificar los radionucleidos incorporados. La medición de la actividad de muestras sucesivas permite evaluar la actividad contenida en el cuerpo y la dosis equivalente comprometida. Las materias biológicas usualmente empleadas como muestras son orina, secreciones nasales, y heces.

CONTROL RADIOLÓGICO DE LA CONTAMINACIÓN DE LA PIEL Y LA ROPA


El control radiológico de la piel y de la ropa tiene como fin evitar que el cuerpo reciba dosis excesivas, ya sea por irradiación externa o por incorporación, e impedir que la contaminación se propague a zonas no contaminadas.

Cuando haya que controlar frecuentemente a muchos trabajadores, los detectores especiales de mano y calzado, son un medio adecuado para verificar rápidamente si ha habido contaminación. Este tipo de detectores pueden ser instalados en la salida de áreas de interés, a fin de detectar la radiactividad ubicada en cualquier parte de la superficie del cuerpo.

Calibración

La confiabilidad de los resultados del monitoreo radiológico individual, depende de la calibración de los instrumentos de medición y los dosímetros. Es recomendable calibrar los instrumentos con fuentes radiactivas cuya emisión nominal se haya comprobado frente a patrones primarios de radiación.

Registros

Deben registrarse los resultados de todo control radiológico individual y vigilancia ambiental. Los registros son necesarios, entre otras causas, para:

supervisar el cumplimiento con los reglamentos de protección contra las radiaciones;

usos médicos y legales; evaluar las tendencias de las dosis; evaluar las dosis colectivas; estudios epidemiológicos y de los efectos sobre la salud.

Los registros referentes a la calibración y al mantenimiento de los dispositivos de control radiológico tienen importancia sólo temporal.

Entrenamiento

Todas las personas que trabajan en el ámbito de las radiaciones ionizantes deben estar adecuadamente entrenadas en protección radiológica. Los trabajadores deben contar con la información pertinente, sobre los dispositivos de control radiológico individual y la relacionada con los principios y prácticas de protección contra las radiaciones aplicables a la instalación en que desempeñan sus tareas.

Asimismo deben recibir instrucciones acerca de las medidas a adoptar en caso de emergencias y participar en ejercicios de simulacro con el objeto de que su respuesta sea correcta en tales situaciones.



Ejercicios

1) Indique cómo establece los criterios para la protección radiológica ocupacional.

2) Indique cómo establece los criterios para la protección radiológica del público.

3) ¿Por qué es necesario establecer un registro de los resultados del control radiológico individual y vigilancia ambiental?

4) ¿Qué muestras biológicas son necesarias para evaluar la actividad contenida en el cuerpo?

5) ¿Cuál es la importancia del monitoraje individual de la radiación externa?

6) ¿Cuál es la importancia del monitoraje individual de la contaminación interna?

7) ¿Qué son limites primarios y secundarios?


Glosario

Advección, difusión turbulenta, dispersión atmosféricaModelo de dispersión GaussianaModelos de dispersión hídrica para las tres fasesModelos de estimación de dosisModelos de compartimientos: factores de concentración o de equilibrio y dinámicosDescarga de material radioactivo: ecuación, significado de sus variables para distintas situaciones.Grupo críticoModelo de nube semi-infinita. Nube en equilibrio.Velocidades de Depósito. Coeficientes de depósito.Modelo dosimétricoIntercepción, la retención y la traslocaciónProceso de bioacumulación de nucleidosÁreas controladas y supervisadasMétodos de monitoreoLímites primarios, secundarios y derivados.Niveles de referencia: de registro, de investigación y de intervención.




Unidad


Transportede MaterialRadiactivo




Reconocer las principales características de bultos y embalajes.

Clasificar a los mismos según dichas características.

Interpretar el texto de la norma AR.10.16.1 en cuanto a los procesos de transporte.

Reconocer los distintos organismos competentes en la seguridad de transporte.

Identificar índices fundamentales de las condiciones de seguridad requeridas.

Comprender los requisitos funcionales para los diferentes bultos.

Reconocer documentos fundamentales que deben poseerse para realizar procesos de transporte.


Introducción El transporte radiactivo no todo es peligroso, ya expondremos que éste va debidamente etiquetado con clasificación de su posible peligrosidad. Sin embargo es frecuente asimilar radiación a los rayos X; pero a nivel de transporte no tiene nada en común. En primer lugar, los tubos para poder generar rayos X precisan de suministro eléctrico y como tubos simplemente, son un tubo de vidrio al vacío , con características adaptadas a su uso y que además se ve y se puede tocar sin riesgo de ningún tipo, mientras no se produzca la diferencia de potencial, que como hemos dicho, precisa de suministro eléctrico, potente generador, etc. En cambio una fuente radiactiva puede ser prácticamente invisible, si por ejemplo se encuentra en fase líquida. Por ello, las precauciones a tener en cuenta serán singulares. Los agentes de la autoridad deben conocer la nomenclatura de las etiquetas y saber en un momento determinado y ante un posible accidente, hasta qué alcance puede emitir radiación la fuente accidentada y qué medidas deben paliarse hasta que el personal autorizado marque las directrices a seguir.

El Transporte de Fuentes Radiactivas Los materiales radiactivos se transportan bien por vía terrestre, marina o aérea, de conformidad con los reglamentos nacionales e internacionales en rigor.

A pesar de reunir la máxima seguridad que se puede tener en consideración, siempre existe un riesgo de que queden expuestas a las radiaciones las personas relacionadas con el transporte. Tampoco puede descartarse la posibilidad de que escapen al medio ambiente sustancias radiactivas ante un posible accidente. Con el fin de reducir estos riesgos al mínimo razonablemente posible y poder asegurar al máximo el transporte sin riesgo, se deben tomar las siguientes medidas de seguridad. 1.- Limitar la cantidad de material radiactivo en cada bulto, según la capacidad

del embalaje para poder resistir las condiciones normales o no normales que se puedan dar durante el transporte.

2.- Limitar la intensidad de radiación en la superficie del bulto y a una distancia de 1 metro de su superficie.

3.- Mantener los bultos separados de las zonas reservadas a los posibles pasajeros.



Basándose en estas condiciones, se han elaborados los reglamentos nacionales e internacionales que rigen el transporte de los materiales radiactivos.

Requisitos Relativos a Bultos y Embalajes Por bulto se entiende:

el embalaje junto con su contenido radiactivo, tal como se presenta para el transporte.

El embalaje es:

el conjunto de componentes necesarios para asegurar el cumplimiento de las normas relativas al mismo, contenidas en los reglamentos.

Puede consistir en:

varios recipientes, materiales absorbentes, estructuras de separación, material de blindaje contra las radiaciones y dispositivos de refrigeración, de amortiguamiento de golpes y de aislamiento

térmico. Estos dispositivos pueden incluir el vehículo y el sistema de fijación cuando se considere que éstos forman parte integrante del embalaje.

Los embalajes más habituales se clasifican en dos grandes grupos.

El Tipo A, corresponde a embalajes que deben ser capaces de soportar las condiciones de transporte sin mermar de sus características de condición y blindaje, pero en cambio, no se las exige que resistan condiciones de accidentes. Esta última circunstancia hace necesario limitar la actividad máxima que se pueda transportar y que, en el caso del 191Ir es 20 Ci. Los embalajes Tipo B, en cambio, deben soportar no sólo las condiciones de transporte, sino los efectos de un accidente, conservando las condiciones de su contenido y blindaje. El único límite de actividad transportable en estos embalajes, corresponde al fijado en el certificado de aprobación correspondiente. Tanto los embalajes TIPO A Y TIPO B, deben reunir ciertas condiciones; entre otras, resistir los ensayos recomendados. Los embalajes de estos tipos deben soportar las condiciones normales de transporte, y su idoneidad quedará demostrada si conservan la integridad de un sistema de blindaje y contención en las condiciones normales que se dan durante el transporte.


Los embalajes de Tipo B deben soportar los efectos dañinos de un accidente de transporte, lo que quedará demostrado al conservar la integridad de su sistema de blindaje y contención. Así pues, los límites de actividad admitidos en los embalajes de Tipo B serán superiores a los del Tipo A .

Un bulto del Tipo A es un embalaje del Tipo A junto con su contenido radiactivo limitado y no requiere la autorización de las autoridades competentes. Un bulto Tipo B(U) , es un embalaje Tipo B junto con su contenido radiactivo, que solamente requiere una aprobación unilateral del modelo de bulto. Un bulto Tipo B (M) es un embalaje del Tipo B junto con su contenido radiactivo, tal como se presenta para el transporte y que requiere la aprobación multilateral del modelo de bulto y de las condiciones de exposición. Los bultos se clasifican en las siguientes categorías, según las intensidades de radiación de su superficie y a 1 metro de cualquier punto de esa superficie, en siguientes categorías: Categoría I- Blanca Categoría II – Amarilla Categoría III – Amarilla La mayor parte de los emisores alfa y beta puros, podrán transportarse en bultos de la categoría blanca.

Resultará económico transportar los emisores gamma en forma de bultos de categoría Amarillas. Se necesitan cantidades considerables de blindaje para reducir las intensidades de radiación a los valores correspondientes a los valores de los bultos de Categoría Blanca. Los bultos deben ir debidamente etiquetados; y tanto los límites de actividad, como las características de las etiquetas han de ajustarse al reglamento de transporte radiactivo. Los bultos que contengan material radiactivo que a la vez sean sustancias fisionables, han de ajustarse a las disposiciones generales relativas a la seguridad nuclear. Todos los bultos de sustancias fisionables se dividen en: Bultos de sustancias fisionables de la clase I: bultos que no presentan

riesgos nucleares sea cual fuere su número y la disposición de la carga, en las circunstancias previsibles del transporte.

Bultos de sustancias fisionables de la clase II: Bultos que en número limitado, no presentan riesgos nucleares sea cual fuere la disposición de la carga, en las circunstancias previsibles del transporte.



Bultos de sustancias fisionables de la clase III: Bultos que no presentan riesgos nucleares, en las circunstancias previsibles del transporte, bien por haberse adoptado precauciones especiales, o bien por haberse impuesto controles administrativos o prácticos especiales al transporte de la expedición.

Si se devuelve vacío un embalaje que haya contenido materiales radiactivos, se quitarán o tacharán las etiquetas indicativas de que ha contenido dichos materiales y se comprobará que el embalaje está exento de contaminación.

Características de Diseño de los Bultos de Transporte 1- Fuentes encerradas o materiales radiactivos sólidos:

Para el caso de los emisores alfa y beta blandos, no se plantea ningún problema especial en la disposición de un blindaje adecuado, siempre que se tenga la certeza de que se cumplen plenamente los requisitos relativos a la intensidad de radiación.

En caso de fuentes neutrónicas puede ser necesario emplear moderadores y absorbentes de neutrones y un blindaje especial, cuando proceda, contra la radiación gamma.

2- Fuentes en forma líquida: Generalmente, las fuentes líquidas van contenidas

en botellas o frascos de vidrio o de plástico, por lo que se hace necesario tomar precauciones para que no se rompan y se produzcan escapes durante el transporte. Se emplean unos recipientes externos herméticos, en los que se coloca, centrado, el recipiente de la fuente. El espacio que medie entre este recipiente primario y la pared interior del recipiente secundario, se rellena con material absorbente adecuado, que no reaccione con los líquidos radiactivos, pero que sea capaz de absorberlo en su totalidad.

3- Embalajes del tipo jaula: En estos casos, además de un blindaje mínimo se

recurre a la distancia; es decir, se emplea una jaula estructural similar, con el fin de conseguir que la distancia entre la superficie del bulto y la fuente sea mayor. Así se consigue disminuir las intensidades de radiación en la superficie del bulto y a 1 metro de ella a valores que quedan dentro de los límites admisibles. La estructura que rodee al blindaje debe tener tal solidez que pueda resistir los rigores del transporte. Si las jaulas sufren un desperfecto en el transporte, se desplazaría el blindaje interno, lo que podría dar lugar en la superficie del bulto a intensidades de radiación superiores a las admitidas. Para poder lograr un blindaje máximo con un bulto de peso mínimo, el blindaje debe quedar lo más próximo posible a la fuente.

LIMITACIÓN DE LA EXPOSICIÓN

Prescindiendo de los requisitos relativos a los embalajes, los reglamentos de


transporte están formulados de manera que nadie, en ninguna circunstancia que se produzca durante el transporte, reciba dosis de radiación superiores a los valores admisibles. Ninguno de los trabajadores que participa en el transporte o en el almacenamiento quedará expuesto, de manera que reciba una dosis de radiación superior a tres décimas partes de las dosis máximas admisibles especificadas en el Reglamento de protección contra las radiaciones ionizantes, salvo si se han tomados disposiciones para la vigilancia médica especial y para la vigilancia radiológica individual requeridas para estos trabajadores. Durante el transporte los bultos que contengan materiales radiactivos, a excepción de los bultos de Categoría Blanca, han de mantenerse separados de: Lugares habitados Lugares de trabajo normalmente ocupados Espacios dentro de los medios de transporte que puedan estar ocupados de

un modo continúo por pasajeros Películas o placas radiográficas sin revelar, de manera que no reciban una

exposición acumulada equivalente a más de 10 mrem (0,1 Sv). Todos los trabajadores que participen en las operaciones de transporte y almacenamiento, recibirán las instrucciones necesarias respecto a los riesgos anexos a las mismas y de las precauciones que deben observarse al manipular bultos que contengan materiales radiactivos.

OTROS RIESGOS

Como regla general, los materiales radiactivos que posean otras propiedades peligrosas, se transportarán de conformidad tanto como mercancías peligrosas, como con las aplicaciones de los materiales radiactivos. Son ejemplos de estas condiciones, ser materiales:

explosivos, inflamables, químicamente tóxicos o corrosivos

DISPOSICIONES GENERALES EN CASO DE ACCIDENTE

En el caso de que un bulto que contenga material radiactivo presente fisuras o escapes, o bien sufra las consecuencias de un choque, accidente grave o incendio, se deberá aislar convenientemente la zona afectada y no se permitirá que ninguna persona penetre o permanezca en la zona así aislada, hasta la llegada de personal competente que puedan comprobar el riesgo de irradiación y dirigir las operaciones siguientes que proceda realizar, comprendidas las de rescate.



Ahora bien, la presencia de sustancias radiactivas no debe considerarse un impedimento para que proceda a las operaciones de rescate o a combatir el fuego las personas calificadas para ello.

Todas las personas que pudieran haber resultado contaminadas con sustancias radiactivas deben ser sometidas a reconocimiento y a las apropiadas medidas de descontaminación. Todo medio de transporte, edificación, lugar o equipo, o cualquier parte de los mismos que se hayan contaminado a consecuencia de un accidente ocurrido durante el transporte de materiales radiactivos, deberán ser descontaminados por personal especializado a la mayor brevedad posible.

Gammagrafía La realización de gammagrafías en recintos blindados, facilita en gran manera la adopción de medidas de radioprotección, al disponerse de blindajes eficaces, que no sólo protegen al personal de la instalación, sino al público en general. Sin embargo, son numerosos los casos en que hay que trabajar en las propias obras, donde la radioprotección, por tratarse de operaciones al aire libre, plantea problemas muy distintos y supone mayores riesgos. En estos casos el operador debe desplazarse, en ocasiones, a largas distancias, lo que implica riesgos adicionales al público en general, ante la necesidad de transportar fuentes radiactivas de actividad elevada. El transporte de fuentes radiactivas, de radionucleidos y actividades muy variables, se ha incrementado espectacularmente en los últimos años, por lo que se ha visto la necesidad de establecer más normas legales que permitan el transporte de materiales radiactivos con riesgos mínimos. Dada la necesidad de transportar los contenedores gammagráficos a los emplazamientos requeridos, resulta necesario que el operador conozca la parte de la normativa que requiere su correcta manipulación. A efectos de transporte, las fuentes radiactivas deben ser convenientemente acondicionadas y confinadas en contenedores adecuados, ya que su estructura y naturaleza dependen de la forma del material y de su actividad. En el caso presente, las fuentes adoptan la llamada forma especial, para las cuales no existe más limitación de su actividad que la aprobada en cada caso por la autoridad competente. Los embalajes tipo A no se usan prácticamente para el transporte de fuentes gammagráficas.

Los embalajes usados para el transporte de fuentes gammagráficas son los llamados


del Tipo B (U), de los cuales ya hablamos anteriormente; que sólo requieren la aprobación de la autoridad competente del país de origen.

Existen contenedores gammagráficos de amplia utilización, con una capacidad de transporte para 192Ir de hasta 120 Ci. Indicamos los aspectos de mayor interés para el operador, que son:

a.- La tasa de dosis equivalente medida en contacto con cualquier superficie del contenedor, debe ser inferior a 2 mSv/h y menor de 100 mSv/h a 1 metro de cualquiera de las superficies.

b.- Los últimos bultos llevarán en la superficie exterior de forma visible y duradera:1.- La mención tipo B (U)2.- La marca de identidad de la autoridad competente3.- La indicación de su peso, si éste es superior a 50 Kg4.- El símbolo del trébol grabado o estampado en la superficie exterior, que

debe resistir al fuego y al agua. Por otra parte, los contenedores de fuentes de gammagrafía deberán llevar, adheridas en dos caras opuestas del bulto, sendas etiquetas, que según la actividad transportada, corresponden a las categorías:

I-Blanca, II-Amarilla y III-Amarilla.

En todas las etiquetas deberá indicarse el radionucleido transportado, su actividad y el índice de transporte.

Definimos

Índice de transporte como el número que expresa la tasa de dosis equivalente máxima en mrem/h a 1 metro de distancia del bulto.

Este último dato no se incluye en la etiqueta I-Blanca. En relación con la necesidad legal de etiquetado, los bultos que transporten material radiactivo, pertenecen a las siguientes categorías:

I- Blanca.- Comprenden los bultos que en condiciones usuales de transporte no sobrepasan en ninguna de las superficies una tasa de dosis equivalente a 5 mSv/h.

II- Amarilla.- Corresponde a bultos que:- en cualquiera de las superficies la tasa de dosis equivalente es mayor a 5

mSv/h, pero inferior a 500 mSv/h, y además, - el índice de transporte no exceda de 1.

III- Amarilla.- Incluye los bultos en los que en cualquiera de las superficies:



- la tasa de dosis equivalente supera el valor de 500 mSv/h, no excediendo de 2 mSv/h y

- con índice de transporte que no exceda de 10. Para contenedores de 192Ir con fuentes nuevas, la tasa de dosis equivalente excede de 500 mSv/h, por lo cual el transporte del contenedor sin embalaje requiere etiquetas III-Amarillo. A medida que la fuente decae, disminuye el citado valor, y por debajo de 500 mSv/h, pueden usarse etiquetas II-Amarilla.

Finalmente, los contenedores vacíos que usan uranio empobrecido como blindaje, protegido por una carcasa metálica, tienen la consideración de materiales de baja actividad específica (BAE I) y requieren etiquetas de categoría I-Blanca. Los operadores de gammagrafía se ven implicados en el transporte de fuentes radiactivas, bien como conductores de los vehículos o como acompañantes. Por esta razón, los operadores deben comprobar que se cumplen todas las prescripciones legales requeridas en estas operaciones. Los vehículos y furgonetas destinados a este tipo de transporte deberán llevar etiquetas del tipo descrito, en las dos caras laterales, así como en la parte trasera del vehículo. Los contenedores gammagráficos deben estar convenientemente anclados para impedir desplazamientos durante el transporte y, blindado con plomo para asegurar que ni el conductor ni el ayudante soportan una tasa de dosis equivalente superior a 20 mSv/h. El embalaje deberá estar convenientemente identificado, así como provisto de dos etiquetas en caras opuestas de la categoría adecuada a la tasa de dosis equivalente e índice de transporte del bulto. El operador deberá comprobar antes de iniciar cualquier transporte que dispone de todo el utillaje requerido, no sólo para las operaciones normales, sino para situaciones de emergencia, en consonancia con el Plan de Emergencia de su propia instalación. Desde el punto de vista de una adecuada radioprotección, se deben cumplir fielmente todas las normas de transporte, ya que como la experiencia de evaluación de accidentes ha demostrado, los fallos ocurridos durante el transporte de fuentes son causa frecuente de sobreexposición, no sólo de personal profesionalmente expuesto, sino de miembros del público en general.

La Reglamentación: Norma AR 10.16.1.

En general, el público no conoce los riesgos potenciales que entraña el transporte de mercancías peligrosas. Cada vez que ocurre un incidente o accidente que afecta a tales mercancías, cause o no lesiones, muerte o contaminación del medio ambiente, se reclaman leyes o reglamentos más estrictos, pero en realidad ya existen las normas y reglamentos nacionales e internacionales.


Cuando se realizan actividades relacionadas con el transporte de materiales radiactivos, es posible que se produzcan situaciones no deseables, con o sin consecuencias radiológicas, en condiciones normales o en accidentes. Con el objeto de establecer un adecuado grado de control sobre los efectos de las radiaciones, debido al transporte de material radiactivo por la vía pública que pueden afectar a las personas, los bienes y el medio ambiente, es necesario que dicha actividad sea reglamentada y controlada por una autoridad competente; en Argentina, es la Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN).

El transporte de material radiactivo se practica desde hace unos 50 años y gracias a la severidad y la aplicación nivel nacional e internacional de las normas que lo regulan, la seguridad de dicha práctica ha evitado la irradiación o contaminación de las personas, los bienes y el medio ambiente.

Reglamentación Aplicable

En nuestro país desde la creación de la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA), en el año 1950, se ha seguido una política en armonía con la comunidad internacional, en los aspectos normativos relacionados con el uso pacífico de la energía nuclear, y es en este sentido Argentina el país líder en América Latina. Por ello, la CNEA ha aplicado desde su creación normas en coincidencia con el Reglamento publicado por el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), para reglamentar el transporte de material radiactivo en el país.

Por el Decreto 1540/94,P.E.N. se transfirieron desde el 1° de enero de 1995 al Ente Nacional Regulador Nuclear, las funciones fiscalizadoras entre las que se hallan la verificación del cumplimiento de dicho reglamento.

En la actualidad, por la Ley Nacional de la Actividad Nuclear Nº 24.804 y el Decreto Nº 358 del Poder Ejecutivo Nacional, a partir del 23 de abril de 1997, las funciones mencionadas se han transferido a la ARN.

Actualmente, todo transporte de materiales radiactivos en el país debe efectuarse de acuerdo a lo estipulado en la norma AR 10.16.1. Transporte de materiales radiactivos de la ARN. Hasta el 31 de diciembre de 2001 estuvieron en vigencia las Revisiones 0 y 1 de la norma citada. A partir del 1° de enero de 2002 sólo está vigente la Revisión 1 de la norma AR 10.16.1, la cual fue aprobada por Resolución del Directorio de la ARN N° 11/01 y publicada en el Boletín Oficial N° 29.690 del 17 de julio de 2001.

El desarrollo de todos los temas considerados en el presente apunte se basa en la Revisión 1 de la Norma AR 10.16.1., cuyo texto coincide con el de la Edición de 1996 (Revisada) del Reglamento para el transporte seguro de materiales radiactivos, Colección de Normas de Seguridad N° TS-R-1 del OIEA. Es necesario aclarar que la Revisión 0 de la Norma AR 10.16.1. copia el texto de la



Edición de 1985 (enmendada en 1990), Colección Seguridad N° 6 del Reglamento del OIEA.

Al igual que otras autoridades nacionales e internacionales, la ARN dirige su atención al control de riesgos con vistas a minimizar los incidentes o accidentes, y a mitigar sus consecuencias.

Estas medidas incluyen la imposición de requisitos especiales de diseño, selección, manipulación, marcado y etiquetado de los embalajes y de garantía de calidad, en especial procedimientos de inspección y mantenimiento de bultos. Asimismo, se llevan a cabo inspecciones durante el diseño, la fabricación y la expedición, y de la documentación correspondiente.

Existen, además, reglamentaciones nacionales e internacionales que regulan el transporte de materiales peligrosos por vía terrestre, aérea y acuática y que, en lo relativo a los materiales radiactivos coinciden con el Reglamento del OIEA. Un resumen de tales reglamentaciones y sus autoridades nacionales de aplicación competentes se aprecian en la Tabla 1.

Tabla 1 - Reglamentación del Transporte de material radiactivo en ArgentinaVía utilizada Norma Aplicada Autoridad de aplicación

competenteTerrestre,

acuática y aéreaNorma AR 10.16.1. Transporte de materiales radiactivos. Coincide

con el Reglamento del Organismo Internacional de Energía Atómica

Autoridad Regulatoria NuclearDependiente de la Presidencia

de la Nación

Terrestre,carretera yferrocarril

Ley de Tránsito y Seguridad Vial N° 24.449 y su Decreto N° 779/95

Secretaría de Transporte de la Nación

Acuática Código marítimo internacional de mercancias peligrosas

Organización Marítima Internacional

Prefectura Naval Argentina

Aérea Reglamentación sobremercancias peligrosas.

Asociación del Transporte Aéreo Internacional

Fuerza Aérea Argentina

Fundamentos de la Norma AR 10.16.1.

El objetivo de la Norma AR 10.16.1 Transporte de materiales radiactivos de la ARN es proveer un adecuado nivel de seguridad a las personas, los bienes y el medio ambiente durante el transporte normal y en accidentes. Esta protección se logra aplicando los siguientes requisitos:


a. Contención del contenido radiactivo (contaminación proveniente del contenido radiactivo y de las superficies externas de bultos o carga de material radiactivo).

b. Control de los niveles de radiación externa (radiación emergente de los bultos o carga de material radiactivo).

c. Prevención de la criticidad (si el material radiactivo es sustancia fisionable).

d. Prevención de los daños ocasionados por el calor (generado por el contenido radiactivo).

Con respecto al alcance de la Norma AR 10.16.1., la misma se aplica a todas las modalidades de transporte por vía terrestre (carretera y ferrocarril), acuática (navegación marítima y fluvial) o aérea (aeronaves de pasajeros y de carga), incluido el transporte incidentalmente asociado al uso de materiales radiactivos.

El transporte abarca todas las operaciones y condiciones relacionadas con el traslado de materiales radiactivos e inherentes al mismo; comprenden el diseño, la fabricación, el mantenimiento y la reparación de embalajes, y la preparación, expedición, carga, acarreo, incluido almacenamiento en tránsito, descarga y recepción en el destino final de cargas de materiales radiactivos y bultos. Además, incluye el transporte por todos los medios y las condiciones de transporte rutinarias y normales así como las condiciones de accidente durante el transporte que se produzcan durante el traslado de materiales radiactivos.

La Norma AR 10.16.1. no se aplicará a los:

a. Materiales radiactivos que sean parte integral del medio de transporte.b. Materiales radiactivos desplazados dentro de un establecimiento que esté

sujeto a reglamentos apropiados de seguridad vigentes en el establecimiento y cuyo desplazamiento no suponga utilización de vías o ferrocarriles públicos.

c. Materiales radiactivos implantados o incorporados en seres humanos o animales vivos con fines de diagnóstico o tratamiento.

d. Material radiactivo en productos de consumo que hayan recibido aprobación reglamentaria, después de su venta al usuario final.

e. Materiales naturales y minerales con radionucleidos contenidos naturalmente en ellos que no vayan a ser tratados para utilizar dichos radionucleidos, siempre que la concentración de actividad de los materiales no exceda de 10 veces los valores especificados en los párrafos 401 a 406.

Es obvio que la Norma AR 10.16.1. se aplica sólo al transporte de los materiales que se consideran materiales radiactivos. Es decir, que su aplicación se limita a todo material que contenga radionucleidos en los cuales se exceden simultáneamente los valores:

i) de la concentración de actividad para material exento, en Bq/g, y ii) del límite de actividad para una remesa exenta, en Bq/g.



Tales valores son especificados en los párrafos 401 a 406 de la Norma AR 10.16.1,

En el cuadro I “Valores básicos de radionucleidos”, hay un listado en el que se incluyen los valores i) y ii) para diferentes radionucleidos.

Si para un material a transportar no se supera uno solo de esos dos valores, no es de aplicación la norma citada.

Se hace notar que en la Norma AR 10.16.1. todas las cantidades sólo se expresan en el Sistema Internacional de Unidades (SI), que en Argentina coincide con el Sistema Métrico Lineal Argentino (SIMELA).

La Norma AR 10.16.1. no especifica controles relativos al itinerario o a la protección física, que puedan instituirse por razones ajenas a la seguridad radiológica. Cuando se impongan tales controles, se tendrán en cuenta los riesgos radiológicos y no radiológicos, sin desvirtuar las normas de seguridad que fija la norma.

Los requisitos para el transporte de materiales radiactivos abarcan desde el diseño de bultos como ya hemos descripto anteriormente, hasta aspectos administrativos y tienen por fin principal proteger adecuadamente a las personas tanto de las dosis reales que son consecuencia del acarreo normal de materiales radiactivos, como de las dosis potenciales que podrían producirse si algo anormal (por ejemplo, un accidente), ocurre durante el acarreo o el almacenamiento transitorio.

Para proteger en el acarreo normal, la Norma AR 10.16.1. establece requisitos destinados a limitar las dosis en que pueden incurrir trabajadores o miembros del público. Dichos requisitos esencialmente limitan las tasas de dosis en el entorno de los bultos y la contaminación máxima permitida en su superficie externa.

Además, establece ciertas reglas de acumulación de bultos y de segregación entre bultos y personas. Por su objetivo, es evidente que este tipo de requisitos se establece con cierta independencia de la característica resistente de los bultos, de su forma, de sus dimensiones y de su eventual contenido radiactivo.

En el caso, de la protección contra las consecuencias radiológicas de eventuales accidentes, la Norma AR 10.16.1. implícitamente emplea una filosofía que puede interpretarse por los siguientes criterios:

Aunque la probabilidad de ocurrencia sea significativa, si la magnitud de las consecuencias radiológicas es muy baja, no será necesario requerir características de resistencia especial al bulto de transporte. En otras palabras, si como consecuencia de la pérdida de la capacidad blindante o la dispersión del contenido radiactivo no hubiera dosis significativas, cualquier bulto puede emplearse a fin de efectuar el transporte.

Los bultos Exceptuados y los Bultos Industriales del Tipo 1, así como


los materiales de baja actividad específica o los objetos contaminados en la superficie son ejemplos de este caso.

Se puede hacer una analogía con otras sustancias peligrosas, por ejemplo, nadie se preocuparía si se dispersa o puede dispersarse 1 mg de cloro gaseoso (Cl2) en una ciudad.

En el otro extremo, si la probabilidad de ocurrencia de un evento es muy remota, la protección está dada por la baja probabilidad en sí misma, aun cuando de ocurrir el hecho, las consecuencias puedan ser sumamente graves.

Dos ejemplos ilustran este hecho:

− Nadie vive angustiado por la posibilidad de que un jet de pasajeros caiga sobre su casa, aun cuando esto no es imposible.

− Nadie en la ciudad de Buenos Aires se preocupa porque el edificio en el cual vive no ha sido diseñado para soportar un terremoto, ya que está ubicada en una zona donde la probabilidad de ocurrencia de un sismo mediano o severo es muy remota, aunque todos saben, que si ocurriera en Buenos Aires un sismo de ese tipo sería prácticamente una catástrofe.

Entre las situaciones extremas descriptas hay un sinnúmero de situaciones intermedias. La aproximación lógica en las situaciones comprendidas entre los extremos descriptos es la siguiente: cuanto mayor sea la magnitud de la consecuencia más recaudos deben tomarse para reducir la probabilidad de ocurrencia de la misma.

Por ejemplo, supónganse fuentes de Co60 de distinta actividad, con el material radiactivo encapsulado en acero inoxidable soldado, de resistencia tal que sea prácticamente imposible la dispersión del radionucleido. En estas condiciones sólo es importante la radiación externa y, cuanto mayor sea la actividad de la fuente, mayor será la consecuencia radiológica (dosis) de una eventual pérdida de la capacidad blindante de un bulto.

Recordemos que la capacidad blindante se puede perder porque:

la fuente es expulsada del sistema blindante o porque este último se destruye en un accidente como resultado de un impacto o

incendio.

Un sistema de variación continua de la capacidad resistente requerida al bulto en función de la magnitud del contenido radiactivo a transportar, es idealmente perfecto pero totalmente impracticable.

Por ello, el Reglamento estipula un número limitado de Tipos de bulto: Bultos



Exceptuados, Industriales, del Tipo A, del Tipo B(U o B(M) y del Tipo C. Además, los bultos pueden emplearse para transportar sustancias fisionables.

Tipos de Bultos

Tal como se ha mencionado, la protección contra los efectos de las radiaciones durante el transporte se logra limitando la magnitud del contenido radiactivo, que puede transportarse en un determinado tipo de bulto en función de las características resistentes del mismo.

La Norma AR 10.16.1., por razones prácticas, limita a ocho los tipos de bultos a los que se aplica, véase la tabla 2, sujetos a los límites de actividad y restricciones en cuanto a materiales que figuran en la Sección IV de la norma, y que satisfacen los requisitos correspondientes, en orden creciente de su resistencia y de incremento de su contenido radiactivo (en actividad) que pueden transportar. Esos son:

a. Bulto exceptuado.b. Bulto industrial del Tipo 1 (Tipo BI-1).c. Bulto industrial del Tipo 2 (Tipo BI-2).d. Bulto industrial del Tipo 3 (Tipo BI-3).e. Bulto del Tipo A.f. Bulto del Tipo B(U).g. Bulto del Tipo B(M).h. Bulto del Tipo C.

Los bultos que contienen sustancias fisionables o hexafluoruro de uranio (UF6); están sujetos a requisitos adicionales. Excluido el Bulto Exceptuado, cuando cualquiera de los restantes tipos de bultos se emplean para transportar sustancias fisionables, se debe además prevenir la criticidad, y se tendrán bultos caracterizados como:

a. IF, b. AF, c. B(U)F, d. B(M)Fe. CF.

Se destaca que la Norma AR 10.16.1. no fija cómo debe construirse un embalaje ni qué materiales emplear, sino qué requisitos debe cumplir frente a determinadas condiciones. Los requisitos relativos a la resistencia de los bultos, se expresan en normas funcionales (performance standards), más que en especificaciones de diseño; en otras palabras, la Norma AR 10.16.1. prescribe lo que hay que conseguir, en lugar de lo que se debe hacer. Ello confiere amplia libertad en el diseño y en la elección de los materiales, permitiendo la evolución asociada al desarrollo de nuevas tecnologías.


Tabla 2 - Bultos de transporte de material radiactivoTIPO CARACTERÍSTICAS PRINCIPALES

Exceptuado - El contenido radiactivo es muy limitado.- Cumple los requisitos del buen arte de embalar.- Se debe identificar su contenido como radiactivo en su interior.

Industrial del Tipo 1, tipo 2 o

tipo 3

- El contenido radiactivo es intrínsecamente seguro: materiales radiactivos de baja actividad (BAE) y objertos contaminados en superficie (OCS).

- Resiste el trato habitual o normal durante el transporte.- Puede destruirse en accidentes, pero su contenido es tal que no se

esperan consecuencias radiológicas significativasTipo 4 - El contenido radiactivo es limitado.

- Resiste las condiciones de transporte normal y la mayoría de los accidentes durante el transporte: impactos severos, incendio e inmersión en agua.

Tipo B(U) o tipo B(F)

- El contenido radiactivo es grande o muy grande.- Resiste las condiciones de transporte normal y la mayoría de los

accidentes durante el transporte: impactos severos, incendio e inmersión en agua

Tipo C - El contenido radiactivo es muy grande.- Se requiere su uso para el transporte por vía aérea unicamente.- Resiste las condiciones de transporte normal y, al igual que el

Tipo B(U) o Tipo B(M), la mayoría de los accidentes durante el transporte; inclusive los accidentes más probables que ocurren por vía aérea

El Sistema de Limitación del Contenido de los Bultos

La actividad por sí sola, no es un indicador de la potencialidad de las consecuencias de una eventual liberación de material radiactivo o de la pérdida de la capacidad blindante. Iguales actividades de distintos radionucleidos implican distintas consecuencias, como por ejemplo, 37 GBq de Co60 implica más riesgo de irradiación que la misma actividad de Cs137.

A fin de determinar la actividad límite de cada radionucleido que puede colocarse en un tipo de bulto dado, se han desarrollado modelos de exposición (escenarios de supuestos accidentes - Sistema Q); a fin de establecer el límite de actividad permitida en un bulto de resistencia intermedia, como es el bulto del Tipo A.

Cuando el contenido a transportar excede el límite permitido para un bulto del Tipo A, se exige el uso de bultos del Tipo B(U) o Tipo B(M), que son los más resistentes y en los cuales el límite a transportar no está estipulado en la Norma AR 10.16.1. (salvo para el caso de vía aérea); sino que es una característica del diseño del



bulto, el cual debe ser aprobado por la Autoridad Competente. Por otra parte, si el contenido es sólo una pequeña fracción del permitido en un bulto Tipo A, no se requiere nada especial, es el caso de Bultos Exceptuados.

Además, cuando el contenido radiactivo en sí mismo brinda un cierto grado de protección, lo que se denomina seguridad intrínseca, se permite el uso de bultos de relativamente baja resistencia.

Éste es el caso de los denominados Bultos Industriales de los Tipos 1, 2 o 3, utilizados por ejemplo para el transporte de materiales de Baja Actividad Específica, BAE (la baja relación actividad /masa hace físicamente imposible que, como consecuencia de la dispersión del contenido, una persona pueda incorporar una actividad significativa).

El Sistema Q es el desarrollo que condujo a la definición de los valores A1 y A2, que son el límite de contenido en bultos del Tipo A, para materiales radiactivos en forma especial y en otras formas, respectivamente. En esencia el Sistema Q considera:

I. Que un bulto del Tipo A se destruye si sufre un accidente grave.II. a. Que la dosis equivalente efectiva o la dosis equivalente efectiva integrada

durante 50 años recibida por una persona, expuesta en las proximidades de un bulto del Tipo A tras un accidente no debe exceder de 50 mSv.

II. b. Que la dosis equivalente o la dosis equivalente integrada durante 50 años, recibida por cualquiera de los distintos órganos, incluida la piel, de una persona presente en el accidente, no debe exceder de 0,5 Sv.

II. c. Que es improbable que una persona permanezca a 1 metro del bulto deteriorado durante más de 30 minutos.

III. Cinco escenarios de accidente, que se representan esquemáticamente en la Figura 2, cada uno de los cuales conduce a la irradiación de una persona expuesta, a través de cierto modelo de exposición.

Para cada escenario, mediante modelos dosimétricos específicos, se determinan para cada radionucleido los denominados valores QA, QB, QC, QD y QE, que en términos de actividad, son el contenido del bulto, que a la distancia y durante el tiempo establecido en la hipótesis mencionada en II. c), conducen a las dosis preestablecidas en II. a) o II. b).

QA - conduce a dosis por irradiación externa, debida a emisores de radiación gamma y X.QB - conduce a dosis por irradiación externa, debida a emisores beta.QC - conduce a dosis por irradiación interna, por inhalación.QD - conduce a dosis por contaminación de la piel y por ingestión.QE - conduce a dosis por inmersión en nube de radioisótopos gaseosos.

Dado que normalmente se presentan tanto el problema de irradiación externa como


el de incorporación, la Norma AR 10.16.1. especifica para cada radionucleido dos valores de actividad, A1 y A2, de manera que:

A1 es el menor de los dos valores QA y QB, y es el límite de contenido en bultos del Tipo A, cuando se trata de materiales radiactivos en forma especial, yA2 es el menor entre los valores A1, QC, QD y QE, y es el límite de contenido en bultos Tipo A, para materiales radiactivos en otras formas.

Si es dominante el problema de irradiación externa A1 = A2, y en caso contrario, o sea que el riesgo de irradiación externa sea similar al de incorporación, A2 < A1. En el Cuadro 2 figura un resumen de los límites de contenido radiactivo establecidos por la Norma AR 10.16.1. para los distintos tipos de bulto.

Figura 2 - Las vías de exposición en el Sistema Q

Los materiales radiactivos, que por sus características no son dispersables o están incluidos en cápsulas selladas, pueden ser calificados como materiales radiactivos en forma especial.

Para asignar dicha calificación, la Norma AR 10.16.1. especifica:

una serie de ensayos mecánicos, un ensayo térmico y un ensayo de evaluación de pérdidas.

La Norma AR 10.16.1. considera que no habrá dispersión, aun en accidentes



severos, por lo cual se limita el contenido de los mismos en bultos del Tipo A sólo en función del riesgo de irradiación externa.

Para los materiales no calificados como materiales radiactivos en forma especial, dicha norma considera tanto la posibilidad de irradiación externa como la incorporación (por inhalación, ingestión y, en ciertos casos, a través de la piel). En este caso, tanto el rendimiento de emisión gamma (y en menor grado beta) como la radiotoxicidad del nucleido, son tenidos en cuenta al establecer la actividad límite para bultos del Tipo A.

Cuadro 2 - Límites del contenido radiactivo para los tipos de bultosTipo de Bulto LÍMITE DEL CONTENIDO RADIACTIVO

Materiales radiactivos en forma especial

Materiales radiactivos en otras formas

Exceptuado (2) 10-3 A1 (sólidos y gases) 10-3 A2 (sólidos y gases)10-4 A2 (líquidos)2 10-2 A2 (tritio gaseoso)

Industrial del Tipo 1, del Tipo 2, o del Tipo 3

a) La cantidad de material BAE u OCS en un solo bulto se limita de forma que el nivel de radiación externa a 3m del material u objeto o colección de objetos sin blindaje sea 10 mSv/h.b) según sean el contenido, material BAE u OCS, a ser transportado, y el medio de transporte, bodega o compartimiento utilizado en el transporte, el contenido radiactivo podrá ser limitado, 100 A2 o 10 A2.c) Un solo bulto de materiales BAE-II o BAER-III como sólido no combustible, si se transporta por vía aérea, contendrá una actividad 3000 A2

Tipo A A1 A2

Tipo B(U) o B(M)

Por vías terrestres o acuático

La Norma AR 10.16.1. no establece un límite suuperior para el contenido radiactivo. El límite superior debe coincidir con el contenido radiactivo autorizado para cada diseño de embalaje, en el correspondiente certificado de aprobación de la Autoridad Competente.El transporte internacional de bultos Tipo B(M) requiere aprobación multilateral

Por vía aérea

3000 A1 o 100000 A2el que sea menor

3000 A2

Tipo C La Norma AR 10.16.1. no establece un límite suuperior para el contenido radiactivo. El límite superior debe coincidir con el contenido radiactivo autorizado para cada diseño de embalaje, en el correspondiente certificado de aprobación de la Autoridad Competente.

1. Debe tenerse en cuenta el párrafo 107 de la Norma AR.10.16.1 de la ARN, la cual incluye una lista de items para los cuales la misma no se aplica. Además, para cada radionucleido hay un límite de concentración de actividad para material externo y un límite de actividad para una remesa excenta.

2. Los límites corresponden a materiales que no están contenidos o formen parte de un instrumento u otro artículo manufacturado. Los límites correspondientes a dichos items no fueron incluidos aquí por razones de claridad.


3. Como ejemplos se citan: material BAE-I, tal como minerales de uranio, puede transportarse a granel sin límite de cantidad, en cualquier medio de transporte, material BAE-II, tal como agua tritiada con concentración interior a 1TBq/L, puede transportarse hasta una cantidad de 100 A2 en cualquier medio de transporte que no sea un buque de navegación interior.

Requisitos Funcionales para Bultos del Tipo A

Tal como se ha mencionado, la Norma AR 10.16.1. establece que los bultos del Tipo A se diseñen para que soporten las condiciones de transporte normales, por ello deberá tenerse en cuenta:

• El cumplimiento de ciertos requisitos generales relativos a todos los embalajes y bultos durante actividades rutinarias del transporte, para que su manipulación y uso resulten seguros.

• El cumplimiento con los criterios de aceptación, que establecen que no debe haber pérdida o dispersión del contenido radiactivo, criterio para evaluar el comportamiento de la contención; ni la disminución del blindaje debe ser tal que aumente en más del 20%, el nivel de radiación en cualquier punto de la superficie exterior del bulto, criterio para evaluar el comportamiento del blindaje, si se los somete a los ensayos para demostrar la capacidad de soportar condiciones normales de transporte.

Los ensayos para demostrar la capacidad de soportar condiciones de transporte normales establecen que distintos especímenes -que en general son bultos con el contenido radiactivo simulado-, se someterán a los ensayos de:

caída libre, apilamiento y penetración, precedido cada uno de ellos, de un ensayo de aspersión con agua.

La Tabla 3 muestra las principales características de dichos ensayos.

Tabla 3 - Ensayos para condiciones de trasnporte normalesENSAYO DE CARACTERÍSTICAS DEL ENSAYOAsperción con agua

El bulto se someterá, durante una hora, a una aspersión con agua que simula una lluvia de 5cm/hora

Caída libre Se dejará caer libremente el bulto sobre un blanco rígido(1), plano y horizontal desde una altura de 1,2m. Se especifican alturas menores para bultos con peso elevado, y ensayos más severos para los que contienen líquidos y gases (altura 9m)



Aplastamiento El bulto será sometido durante 24 horas, a una carga de compresión que simula aplastamiento, equivalente a 5 veces la masa del bulto o al producido de 13kPa por el área de la proyección vertical del bulto

Penetración Mientras el bulto se mantiene inmóvil sobre una superficie plana, horizontal y rígida, se dejará caer sobre el mismo una barra de extremo inferior hemisférico, de 6 kg de masa y de 3,2 cm de diámetro, con su eje longitudinal vertical desde 1 m de altura si el contenido es sólido y 1,7 m si el contenido es líquido o gaseoso.

(1) De acuerdo a la Norma 10.16.1., blanco rígido es aquél de naturaleza tal que cualquier incremento de su resistencia al desplazamiento o a la deformación al producirse el impacto, no de lugar a un aumento significativo de los daños del espécimen.

Gran parte de los bultos del Tipo A, son utilizados para el transporte de productos radiactivos para medicina y en más del 80% de los casos, transportan actividades que son una pequeña fracción de A1 o A2. Básicamente, el embalaje de dicho tipo de bultos está constituido por un frasco de vidrio, alojado en un recipiente de plomo a modo de blindaje, el que se encierra en un envase de hojalata; el conjunto así descrito se introduce en una matriz de poliuretano extendido (telgopor) y se aloja en una caja exterior de cartón (véase en la Figura 3 un diseño argentino de bulto del Tipo A. rara vez el peso de tales bultos supera 15 kg.).

Figura 3 - Modelo de bulto del Tipo A para transporte de radiofármacos

1. Cinta de seguridad (P.V.C.) y broches 6. Cinta auto-adhesiva (P.V.C.)2. Caja cúbica de cartón corrugado, plastificado exteriormente

7. Envase cilíndrico de plomo al 95% de pureza - Sistema blindante

3. Matriz de poliestireno expandido - Absorvedor de impacto

8. Paño esponja absorvente (fibra sintética celulósica)

4. Envase cilíndrico de hojalata - Sistema de contención secundario

9. Frasco de vidrio tipo antibiótico - Sistema de contención primario


5. Separador de blindaje de poliestireno expandido - Centrador

10. Tapón precintado de caucho butilo y aro metálico

La ejecución de los ensayos reglamentarios sobre los bultos del Tipo A descritos precedentemente, en general no requiere de ninguna estructura tecnológica compleja. En la mayoría de los casos se ensayan con un contenido que simula el material radiactivo, y la evaluación de las pérdidas se efectúa mediante métodos cualitativos, tales como:

inspección visual, utilización de líquidos colorantes, diferencia de pesos o en caso de gases mediante la medición de una diferencia de presión.

Requisitos Funcionales para Bultos de Tipo B(U) Y B(M)

Se ha mencionado que los bultos del Tipo B(U) y Tipo B(M) deben soportar condiciones de accidente durante el transporte. Por ello, la Norma AR 10.16.1. establece que estos tipos de bultos deberán diseñarse teniendo en cuenta:

El cumplimiento con los requisitos para bultos del Tipo A. El cumplimiento con los: criterios de aceptación, que establecen que luego de someterlos a los

ensayos destinados a demostrar la capacidad de soportar condiciones de accidente durante el transporte, el nivel de radiación a 1 m de la superficie exterior no deberá exceder de 10 mSv/h,

criterio para evaluar el comportamiento del blindaje, y criterio para evaluar el comportamiento de la contención, que establece

que la pérdida de contenido radiactivo acumulada en una semana, deberá ser inferior a A2.

Los ensayos encaminados a demostrar la capacidad de soportar condiciones de accidente durante el transporte, establecen que el espécimen, que es en general un bulto con el contenido radiactivo simulado, se someterá a los efectos acumulados de un ensayo mecánico y un ensayo térmico en ese orden. Tras estos ensayos, el mismo espécimen o un espécimen nuevo, se someterá a un ensayo de inmersión en agua. Las principales características de dichos ensayos se muestran en la Tabla 4.

A diferencia de los bultos del Tipo A, los bultos del Tipo B(U) y Tipo B(M) contienen cantidades significativas de material radiactivo, y ya que bajo las condiciones de ensayo, deben asegurar adecuada contención, suficiente blindaje y subcriticidad (en el caso de sustancias fisionables), generalmente su diseño resulta complejo, suelen ser pesados (pueden pesar hasta 150 toneladas), y costosos.



A modo de ejemplo véase la figura 4, en la que se aprecia un bulto del Tipo B(U), de diseño y fabricación argentinos, utilizado para el transporte de fuentes selladas para uso industrial, cuyo contenido radiactivo autorizado es 13 PBq de cobalto 60, aprobado como material radiactivo en forma especial.

La demostración del cumplimiento con los ensayos reglamentarios, y los respectivos criterios de aceptación, puede efectuarse mediante ensayos experimentales, como ya hemos dicho, o por cálculo (a través de modelos físico-matemáticos y herramientas computacionales).

Los ensayos pueden llevarse a cabo sobre prototipos a escala completa o en modelos a escala reducida.

Las instalaciones para los ensayos mecánicos experimentales requieren de adecuados:

plataformas de impacto; equipos de izamiento y liberación de los bultos; e instrumentos de medición y registro de deformaciones y aceleraciones.

En el caso de bultos del Tipo B(U) y Tipo B(M), las fugas luego de los ensayos deben ser evaluadas de una manera cuantitativa precisa, lo que también puede hacerse mediante métodos experimentales o analíticos.

Nota: es de importancia hacer notar que los bultos del Tipo C y los materiales radiactivos de baja dispersión no serán tratados en este documento ya que están fuera de su alcance. Ello se debe a que, en el futuro mediato en Argentina, no están previstos los desarrollos de diseños y la utilización de esos tipos de bulto y material. Estos diseños estarían restringidos casi exclusivamente al transporte de plutonio por vía aérea. Cabe mencionar que el bulto del Tipo C debe estar diseñado para soportar ensayos que simulan condiciones de accidente mucho más severas que los del Tipo B(U) y Tipo B(M). Ello implica que los bultos del Tipo C necesitarán instalaciones de ensayo más sofisticadas y tendrán costos más elevados que los de cualquier otro tipo de bulto. Se señala también que los materiales radiactivos de baja dispersión, deben diseñarse para que resistan condiciones de accidente más severas que los materiales radiactivos en forma especial. Esto conlleva a que los ensayos de los materiales radiactivos de baja dispersión, se lleven a cabo en instalaciones más complejas y sus diseños tendrán costos muy superiores al de los otros materiales.


Tabla 4 - Ensayos para condiciones de accidente durante el transporteENSAYO CARACTERÍSTICAS DEL ENSAYOMecánico Consiste en dos caídas. Las posiciones de impacto serán las que produzcan

el máximo daño en el espécimen y el orden de las caídas el que se conduzca al máximo daño del espécimen considerando el subsiguiente ensayo térmico.

A . Caída I: se dejará caer libremente la muestra sobre una superficie plana, horizontal y rígida(1) desde 5 m de altura (véase C.).

B . Caída II: se dejará caer libremente la muestra sobre una barra vertical rígidamente empotrada desde 1m de altura. La barra será maciza y de acero, de 15 cm de diámetro, 20 cm de longitud o más larga si resulta más perjudicial, y con su superficie superior plana, horizontal y de bordes redondeados.

C . Caída III: para el caso de bultos relativamente livianos, de baja densidad y con contenido elevado(2), la Norma 10.16.1. considera más conveniente un “ensayo de aplastamiento dinámico” que la caída libre desde 9 m de altura (véase A.). El ensayo consiste en dejar caer sobre el espécimen una placa maciza de acero de 1m x 1 m y 500 kg de masa, desde 9 m de altura.

Térmico Se expondrá al bulto a un fuego originado por la combustión en aire de un hidrocarburo. El espécimen deberá estar totalmente rodeado por dicho fuego de manera de alcanzar una temperatura de llama de, como mínimo, 800°C con un coeficiente de emisión de 0,9, durante un período de 30 minutos.

De inmerción en agua

El espécimen se sumergirá durante 8 horas bajo una columna de agua de, como mínimo, 15 m. La columna de agua será de 200 m para bultos destinados a contenidos radiactivos cuya actividad sea mayor que 105A2.

[1] De acuerdo a la Norma AR 10.16.1., blanco rígido es aquel de naturaleza tal que cualquier incremento de su resistencia al desplazamiento o a la deformación al producirse el impacto, no dé lugar a un aumento significativo de los daños del espécimen.

[2] Para los bultos cuya masa sea inferior a 500 kg, su densidad general menor que 1000 kg/m3 y su contenido radiactivo superior a 1000 A2 (no en forma especial).



Figura 4 - Modelo de bulto del Tipo B(U) para trasnporte de 13 PBq de cobalto 60

La Figura 5 muestra un modelo de material radiactivo en forma especial (MRFE), cápsula sellada para uso industrial con cobalto 60. Se hace notar que este tipo de material, MRFE, ya sea cápsula sellada que contiene material radiactivo o material radiactivo sólido no dispersable, posee como único riesgo radiológico el de irradiación externa. El MRFE se diseña para que su contenido no se disperse aun en caso de accidentes durante el transporte, por lo que el riesgo por contaminación es despreciable.


Figura 5 - Modelo de cápsula sellada con cobalto 60 para uso industrial

Control de la Radiación Externay de la Incorporación en Condiciones de Transporte Normales

Para controlar la irradiación externa en condiciones rutinarias o normales de transporte, el Reglamento establece valores máximos del nivel de radiación en contacto y a 1 metro de la superficie exterior del bulto.

Cabe introducir aquí el concepto de Índice de Transporte (IT). De acuerdo a la Norma AR 10.16.1.,

el IT es un número destinado únicamente a la seguridad radiológica para controlar la exposición a las radiaciones durante la acumulación de bultos.

En este caso, el IT es el número que se obtiene: multiplicando por 100 el nivel máximo de radiación en mSv/h, medido a 1 metro de la superficie exterior del bulto, redondeado a la primera cifra decimal superior.



Si el IT medido no es mayor que 0,05, se considera que el valor del IT = 0.

Para establecer medidas operativas tales como segregación, acumulación en estiba y carga máxima por vehículo, la Norma AR 10.16.1. establece las categorías de bultos o sobreenvases, que quedan determinadas por el nivel de radiación en contacto con la superficie exterior del bulto y el Índice de Transporte, véase el Cuadro 3.

Cuadro 3 - Categorías de los bultos y sobreenvases - Etiquetado

Se denomina sobreenvase a un recipiente, tal como una caja o bolsa, que es utilizado por un remitente único para introducir en una sola unidad de manipulación, una remesa de uno o más bultos para facilitar la manipulación, la estiba y el acarreo.

En caso que el valor del IT satisfaga la condición correspondiente a una categoría, pero el valor del nivel de radiación en la superficie satisfaga la condición correspondiente a una categoría diferente, el bulto o sobreenvase se considerará que pertenece a la categoría superior a las dos. A este efecto, la Norma AR 10.16.1. considera que la categoría inferior es la I-BLANCA.

Con el objeto de aportar la información imprescindible a las personas que deben manipular los bultos o sobreenvases durante el transporte, la Norma AR 10.16.1. prevé el etiquetado en la superficie exterior de dichos bultos o sobreenvases, con dos etiquetas en lados opuestos y visibles, en función a su categoría. Las etiquetas reglamentarias que tienen en cuenta sólo el riesgo radiológico proveen información tal como:

la categoría a la que pertenece el bulto (lo que se indica con una, dos o tres barras rojas de acuerdo a las categorías I-BLANCA, II-AMARILLA y III- AMARILLA, respectivamente),

tipo y magnitud del contenido radiactivo e índice de Transporte.


En la figura 6 se muestran los tres modelos de etiquetas.

En todas las etiquetas se deben completar los espacios disponibles para:

el CONTENIDO (por ejemplo, I131, Co60, BAE-I) y la ACTIVIDAD (por ejemplo, 0,5 TBq, 10 GBq).

Se aprecia que la etiqueta I-BLANCA no tiene el rectángulo para la inclusión del valor del IT, ya que el mismo vale cero (IT = 0).

En el caso de bultos con sustancias fisionables, la seguridad de la expedición se basa en la limitación del número de bultos que garanticen que no se llegará a la criticidad nuclear durante la estiba, el acarreo, el almacenamiento, etc.

Para no obligar a los transportistas a seguir reglas complicadas de control, la Norma AR 10.16.1. ha optado por definir un Índice de Seguridad con respecto a la criticidad (ISC) para sustancias fisionables.

El mismo se calcula como el cociente de 50/N, siendo N el número admisible de bultos por expedición.

Una vez definido el ISC para un bulto, se deben colocar sobre su superficie exterior dos etiquetas que tienen en cuenta el riesgo por criticidad (véase la Figura 7).

Estas dos etiquetas que tienen en cuenta el control de la criticidad deben ser colocadas, además de las dos etiquetas seleccionadas para el control del riesgo radiológico (Figura 6).

En condiciones rutinarias de transporte, el problema fundamental de la eventual incorporación de material radiactivo por los trabajadores o miembros del público, es debido a la contaminación radiactiva transitoria, dado que la misma puede desprenderse con cierta facilidad de la superficie exterior de los bultos por varios motivos, como por ejemplo, vibración y manipulación.

Para controlar tal situación, la Norma AR 10.16.1. especifica límites a:

dicha contaminación en las superficies de acuerdo con el tipo de emisor (beta, gamma, alfa de baja toxicidad o no) y

las superficies: externas de los bultos; internas o externas de sobreenvases, contenedores, cisternas y recipientes intermedios, para graneles (RIG); y de medios de transporte, o equipos o partes de los mismos (véase el Cuadro 4).



Cuadro 4 - Límites de la contaminación transitoria en superficies(1)

SUPERFICIES Emisores beta, gamma y alfa de baja toxicidad

Bq/cm2

Todos los otros emisores alfa Bq/cm2

Externas de todos los tipos de bultosExternas e internas de sobreenvases, contenedores, cisternas y recipientes intermedios para grandes (RIG).

4 0,4

De medios de transporte, o equipos o partes de los mismos(2)

(1) Estos límites son aplicables cuando promedian sobre cualquier superficie de 300 cm2 de cualquier parte de la superficie.

(2) Además, el límite del nivel de la radiación resultante de la contaminación fija en cualquiera de sus superficies es 5 uSv/h.

Figura 6 - Modelos de etiquetas para el control del riesgo radiológico


Figura 7 - Modelo de etiqueta para el control del riesgo de criticidad

La Irradiación Externa y la Incorporación en Accidentes

Tal como se ha mencionado, la filosofía básica de la Norma AR 10.16.1. consiste en la limitación del contenido radiactivo en función de la resistencia del bulto. El contenido de bultos cuyas capacidades de contención y blindaje no soportan condiciones de accidente durante el transporte, es lo suficientemente limitado como para que en tales condiciones las consecuencias de irradiación externa o interna sean inferiores a las preestablecidas.

Por otra parte, si un bulto del Tipo B(U), Tipo B(M) o Tipo C sufre un accidente menos severo que las condiciones de ensayo, su capacidad blindante no se reducirá; de tal manera que el nivel de radiación a 1 metro del bulto no será superior a 10 mSv/h, ni su contención se degradará como para permitir una fuga del contenido superior a A2 durante una semana, tal como se vio en requisitos funcionales.

Finalmente, en la Norma AR 10.16.1. no hay requisitos con relación al control de las consecuencias de accidentes de mayor gravedad que los representativos de los ensayos. Esto indica implícitamente que, a la luz de los estudios y evaluaciones efectuadas, no considera razonables requerimientos adicionales para estas situaciones, dada su muy baja probabilidad de ocurrencia.



Requisitos de la Norma AR 10.16.1. relacionados con la Etapa Operativa y los Aspectos Administrativos

Para ejercer un adecuado grado de control durante la utilización de los bultos de transporte de material radiactivo, tanto durante el acarreo como el almacenamiento transitorio en la vía pública, mediante inspecciones cualquier Autoridad Competente se asegura de que el usuario ha cumplimentado los requisitos aplicables del Reglamento del OIEA. Estas inspecciones se pueden llevar a cabo antes de cada uso del embalaje, con el objeto de verificar si fueron efectuadas sistemáticamente todas las actividades requeridas de preparación, inspección y mantenimiento de los bultos.

En particular, en Argentina es la ARN la que verifica el cumplimiento con la Norma AR 10.16.1. Las inspecciones de la Autoridad Competente tienen por objeto prevenir los accidentes por ignorancia, desconocimiento o negligencia. A modo de ejemplo, se citan algunos del ítem a verificar durante la realización de inspecciones de transporte:

• Desarrollo y aplicación correctas del Programa de Protección Radiológica (véase más adelante Responsabilidades del Remitente).

• Adecuado mantenimiento, inspección y utilización de los bultos de acuerdo con procedimientos y especificaciones. Cuando lo cree conveniente, la Autoridad Competente presencia las operaciones de mantenimiento efectuadas por el usuario, el que debe mantener durante la vida útil del embalaje de su propiedad, suficientes registros de dichas operaciones y tenerlos disponibles para dicha autoridad.

• Preparación correcta de los bultos antes de las expediciones.• Correcto marcado y etiquetado de bultos, sobreenvases, cisternas y

contenedores, si corresponde.• Correcto rotulado de cisternas, contenedores y vehículos de transporte, si

corresponde.• Apropiada consignación de información en los documentos de transporte.• Adecuada información suministrada por el remitente al transportista.• Correcto y oportuno aviso a las Autoridades Competentes pertinentes, si

corresponde.

Se denomina contenedor a un elemento de equipo de transporte destinado a facilitar el transporte de mercancías, embaladas o no, por una o más modalidades de transporte, sin necesidad de proceder a operaciones intermedias de recarga.

Deberá poseer una estructura de naturaleza permanentemente cerrada, rígida y con la resistencia suficiente para ser utilizado repetidas veces, y debe estar provisto de dispositivos que faciliten su manejo, sobre todo al ser transbordado de un medio de transporte a otro y al pasar de una a otra modalidad de transporte.


A modo de ejemplo, con el objeto de cumplimentar las funciones que le fueron delegadas, la Autoridad Regulatoria Nuclear cuenta con diferentes herramientas para ejercer el control del transporte de material radiactivo, entre las que pueden citarse las siguientes:

• El correspondiente Certificado de Aprobación de la Autoridad Competente: este documento es la constancia de que la ARN ha verificado que el solicitante cumple con los requisitos aplicables de la reglamentación de transporte para el caso de una remesa dada de materiales radiactivos que, en caso de un accidente en la vía pública, involucre potenciales consecuencias radiológicas. Dichos certificados sólo se extienden para los casos indicados más adelante.

• El formulario Aviso de Transporte de Material Radiactivo: es el documento que debe ser completado por los remitentes de bultos que contienen materiales radiactivos, y permite a la ARN llevar a cabo las inspecciones en lugar y fecha determinadas, así como mantener una base de datos actualizada que refleja la magnitud y tipo de transporte de tales materiales en el territorio argentino.

• El formulario Autorización de Importación de Material Radiactivo: es el documento que debe ser cumplimentado por los importadores de material radiactivo, certificado por la ARN y presentado en la Aduana (Programa denominado MARIA) para que dicho material pueda ingresar al país.

• El Certificado de Exportación: es un documento que es emitido por la ARN y presentado por el exportador en la Aduana para que tal material pueda salir del país.

• La protección física y las salvaguardias: la ARN es responsable de verificar el cumplimiento de los requisitos de protección física y de salvaguardias de los materiales y las instalaciones nucleares, además de los requisitos de protección radiológica. En particular, en lo relacionado al transporte, es necesario que la ARN realice un control adecuado de las expediciones de los materiales nucleares durante las operaciones de transporte doméstico por cualquier modo, en las importaciones y en las exportaciones. Para ello, las solicitudes de transferencia de materiales nucleares deben ser evaluadas antes de realizar el transporte, para verificar que se cumplen los requisitos de salvaguardias y de protección física. Dicha evaluación debe efectuarse en forma independiente de que los bultos o expediciones requieran aprobación por la ARN en virtud de la Norma AR 10.16.1.

• La planificación y actuación en casos de emergencia radiológica: existen responsabilidades compartidas por el remitente de la expedición, el transportista, la ARN, a través del Sistema de Intervención en Emergencias Radiológicas (SIER), y las entidades específicas para la actuación en emergencias tales como Policía, Defensa Civil y Gendarmería Nacional.

Con el mismo objeto, la Norma AR 10.16.1. establece requisitos aplicables durante el transporte y el almacenamiento en tránsito, con relación a: la acumulación, la segregación o separación, la estiba, las disposiciones especiales relativas al transporte por ferrocarril, carretera, buques, vía aérea y correo, y la identificación



de vehículos. Un resumen de los requisitos de separación y estiba se muestran en los Cuadros 5 y 6.

Cuadro 5 - Separación de bultos, sobreenvases,contenedores o cisternas que contienen material radiactivo

DE LUGARES OCUPADOS POR DISTANCIA DE SEPARACIÓNTrabajadores del transporte Tal que la dosis 5 mSv en un añoMiembros del público (grupo crítico) Tal que la dosis 1 mSv en un añoPelículas sin revelar Tal que la dosis 0,1 mSv/remesaOtras mercancías peligrosas Tal que se cumpla con la tabla de segregación de

Naciones Unidas

Cuadro 6 - Limitación de la carga y acumulación de bultos,sobreenvases, contenedores y cisternas que contienen

material radiactivo en medios de transporteTransporte no en uso exclusivo Índices de Transporte (IT) 50 o 200(1)

Transporte en uso exclusivo Índices de Transporte NO TIENE LÍMITE(2)

Transporte no en uso exclusivo Índices de seguridad con respecto a la Criticidad (ISC) 50 o 200(1)

Transporte en uso exclusivo Índices de seguridad con respecto a la Criticidad (ISC) 100 o 200(1)

Nivel de radiación en el medio En contacto con superficie externa 2 mSv/horaA 2 m de la superficie externa 0,1 mSv/hora

(1) La suma de los IT o ISC permitidos en un transporte es función del medio de transporte utilizado.

(2) Se limitan los niveles de radiación en contacto y a 2 m de las superficies externas del medio de transporte.

Además, con el objeto de disminuir las dosis del público, la Norma AR 10.16.1. dispone que los bultos o sobreenvases de las categorías II-AMARILLA o III-AMARILLA no se acarreen en vehículos cuyos compartimientos estén ocupados por pasajeros.

En el orden administrativo, la Norma AR 10.16.1. requiere la aprobación y la correspondiente emisión de certificados por parte de la ARN u otra Autoridad Competente pertinente, en los siguientes casos:

• Bultos del Tipo B(U) y Tipo B(M).• Bultos del Tipo C.• Bultos que contienen sustancias fisionables.• Materiales radiactivos en forma especial.• Materiales radiactivos de baja dispersión.• Ciertas expediciones.


• Arreglos especiales.

Se hace notar que:

• U indica aprobación unilateral, lo que significa que la aprobación de un diseño será efectuada por la Autoridad Competente del país origen del diseño, y

• M indica aprobación multilateral, lo que significa que será necesaria la aprobación de las Autoridades Competentes del país origen del diseño o de la expedición, y de los países tránsito y del país destino de la remesa.

Transporte por Arreglos Especiales

La Norma AR 10.16.1. no impide la posibilidad de efectuar un transporte en condiciones distintas de aquellas establecidas.

En tal caso, establece que el transporte deberá efectuarse por arreglos especiales. En esta modalidad, la Autoridad Competente deberá aprobar las disposiciones alternativas propuestas por el remitente, por no satisfacer todos los requisitos reglamentarios; las que deberán garantizar que el grado global de seguridad es equivalente al que se alcanza cuando se cumplen todos los requerimientos de la Norma AR 10.16.1. Los transportes internacionales por arreglo especial deberán ser sometidos a aprobación multilateral.

Existen muchas causas por las que un remitente puede verse obligado a solicitar la aprobación de un transporte por arreglo especial. A continuación se citan algunas causas que comúnmente se presentan en la práctica. En muchas ocasiones, un remitente debe transportar por única vez una cantidad de material radiactivo en un bulto que requiere la aprobación de la Autoridad Competente, por ejemplo, un bulto del Tipo B(U), como consecuencia de lo cual pueden presentarse las siguientes alternativas, que lo obligan a un transporte por arreglos especiales:

• Posee un bulto cuyo modelo está aprobado como del Tipo B(U), que puede resultar adecuado para el transporte, pero el contenido radiactivo autorizado para dicho modelo no coincide con el tipo y magnitud del material a transportar.

• Decide la construcción de un embalaje que tienda a equiparar la performance de un Tipo B(U),pero sin demostrar el cumplimiento con todos los requisitos relativos a ese tipo de bulto, dado que el alto costo de tal actividad no se justifica para un transporte único.

• Posee un bulto del Tipo B(U) aprobado por Autoridad Competente cuyo contenido radiactivo autorizado responde a sus necesidades pero su Certificado de Aprobación se encuentra vencido.

Ejemplos de medidas alternativas son:

a) para disminuir la probabilidad de impactos e incendios por colisiones del



vehículo de transporte, pueden preverse velocidades máximas de circulación, uso de vehículos escolta, especificaciones de detención en cruces peligrosos, etc., o

b) para disminuir las consecuencias de tales eventos, puede encerrarse el bulto en un gran contenedor, acompañar la expedición de equipos de lucha contra el fuego tan complejos como se considere necesario, prever la presencia durante todo el recorrido de expertos en protección radiológica, etc.

Todas las evaluaciones y propuestas hechas por el remitente, con el objeto de solicitar el arreglo especial, deben ser evaluadas en forma multilateral por las Autoridades Competentes, y de ser satisfactorias, deberán emitir el correspondiente certificado de aprobación.

Usualmente, los transportes por arreglo especial se emplean para resolver situaciones en el ámbito de un solo país. En ese caso, solo se requiere la aprobación de la Autoridad Competente de ese país.

Responsabilidades del Remitente

La filosofía subyacente de la Norma AR 10.16.1., consiste en que la responsabilidad por el cumplimiento de los requerimientos aplicables recae básicamente en el remitente. En tal contexto, cualquier persona u organismo oficial o privado que presenta una remesa para su expedición, es responsable de que se cumplan los requisitos reglamentarios. La contribución exigida a los transportistas es mínima y las remesas constituidas por materiales radiactivos, pueden ser transportadas con muy pocos cuidados especiales, no mayores que los que se exigen a otras sustancias peligrosas.

La norma requiere el establecimiento de un Programa de protección radiológica para el transporte de materiales radiactivos. La naturaleza y el alcance de las medidas que se aplicarán en el programa guardarán relación con la magnitud y la probabilidad de que ocurra exposición a las radiaciones.

Los objetivos del Programa serán:

proveer medidas de protección radiológica adecuadas en el transporte; cerciorarse de que el sistema de protección radiológica se aplique

adecuadamente; fomentar la cultura de la seguridad en el transporte de material radiactivo; y proveer medidas prácticas para cumplir con estos objetivos.

El Programa incorporará los siguientes requisitos:

1. alcance, roles y responsabilidades en su aplicación, 2. evaluación de dosis y contaminación superficial,


3. límites y restricciones de dosis y optimización,4. distancias de segregación, 5. respuesta en emergencias, 6. capacitación, y 7. garantía de calidad.

Los documentos del Programa deberán ponerse a disposición de la ARN u otra Autoridad Competente pertinente, cuando así se solicite, con fines de inspección. La Norma AR 10.16.1. requiere que en los documentos de transporte que acompañan a cada remesa, el remitente incluya una declaración firmada, por la que se responsabiliza de que la remesa y la expedición de la misma se efectúa en un todo de acuerdo con las reglamentaciones nacionales e internacionales pertinentes. Esto lo obliga a verificar el cumplimiento de una serie de disposiciones estipuladas por la Norma AR 10.16.1.

Si el material radiactivo a transportar posee otras características peligrosas, el remitente es también responsable por el cumplimiento de los reglamentos pertinentes sobre mercancías peligrosas de los países a través de los cuales y al cual se transporte la remesa, y de las reglamentaciones aplicables de las organizaciones de transporte.

El remitente verificará que los bultos que utilice sean los adecuados.

Asimismo, debe preparar sus programas de garantía de calidad para la utilización y el mantenimiento de bultos, así como para las operaciones de transporte y almacenamiento en tránsito.

Si las empresas transportistas no poseen disposiciones propias adecuadas, el remitente deberá proveer suficiente información a las mismas, como para que la exposición a las radiaciones de los trabajadores de transporte y el público en general, se ajusten a los principios de protección radiológica especificados por la Autoridad Competente. Dicha información puede estar relacionada con aspectos operativos, como por ejemplo, especificación de distancias de segregación entre los bultos con materiales radiactivos y las personas, o indicación de la necesidad de monitoreo, o cualquier otra vigilancia radiológica de los trabajadores del transporte.

El remitente deberá asegurar que los bultos que prepare cumplan con los requisitos de diseño y funcionales, especificados por la Norma AR 10.16.1. Si los bultos o materiales requieren de la aprobación de la Autoridad Competente, el remitente deberá estar en posesión de una copia del certificado y de los respectivos manuales de operación, mantenimiento y emergencias, así como de cualquier otra documentación de despacho pertinente. Si los bultos o materiales, de acuerdo a sus manuales, requieren de inspecciones y mantenimiento, el remitente es responsable de que dichas tareas sean ejecutadas correctamente.

Además, verificará que el contenido radiactivo sea compatible con los materiales del



embalaje, y que su magnitud no sobrepase el límite de contenido establecido en la Norma AR 10.16.1. para el tipo de bulto de que se trate.

El remitente debe verificar que no se sobrepasen los límites reglamentarios de contaminación radiactiva, apartará del transporte los bultos que presenten fugas superiores a las permitidas para condiciones normales de transporte y determinará correctamente el Indice de Transporte (IT) y el Indice de Seguridad con respecto a la Criticidad (ISC) de los bultos, sobreenvases, contenedores o cisternas con miras a su correcto etiquetado. Ejecutará las tareas de inspección específicas antes de la primera y de cada expedición.

La Norma AR 10.16.1. establece algunas disposiciones para el transporte modal. Es así, que el remitente deberá también prestar atención al cumplimiento con aquellos requisitos específicos para el transporte por vía terrestre, aérea o acuática, y por correo.

Debe quedar en claro que el remitente puede delegar total o parcialmente, la ejecución de tareas en organizaciones o personas calificadas; pero no puede delegar la responsabilidad que le cabe y debe ejercer una supervisión suficiente para asegurarse que dichas actividades se desarrollan de acuerdo a las disposiciones reglamentarias. Es también importante que el remitente verifique que se cumplan las disposiciones aplicables de la Norma AR 10.16.1. de la ARN con relación a lo siguiente:

• El Programa de Protección Radiológica.• El etiquetado, marcado y rotulado de bultos, contenedores y vehículos.• Los detalles de la remesa.• La declaración del remitente.• La información que ha de facilitarse a los transportistas.• La notificación a las Autoridades Competentes.• La posesión de los certificados e instrucciones de operación.

Bultos que Contienen Sustancias Fusionables

En el transporte de sustancias fisionables pueden presentarse los riesgos de irradiación externa, contaminación y criticidad, y una expedición podrá presentar uno, dos o los tres riesgos simultáneamente.

Los procedimientos y normas dirigidos al control de los riesgos de irradiación externa y contaminación han sido ya desarrollados, y cae fuera del alcance del presente material didáctico el tratamiento del problema de la prevención de la criticidad en el transporte de tales sustancias, por lo que sólo se ejemplificarán los riesgos radiológicos asociados a los bultos que están diseñados para transportar sustancias fisionables.


La Norma AR 10.16.1. define como sustancias fisionables al Pu239, Pu241, U233, U235 o cualquier material que contenga a cualquiera de ellos. El uranio natural y el uranio empobrecido no irradiados y el uranio natural o uranio empobrecido que hayan sido irradiados solamente en reactores térmicos no están comprendidos en esta definición.

El riesgo de irradiación externa es bajo para sustancias fisionables en estado “puro; pero es muy común que se presenten para el transporte, mezclas de estos materiales con productos de fisión, de activación, etc., resultando en muchos casos un riesgo de irradiación elevado. El problema del control del riesgo de irradiación externa ya se ha desarrollado.

El riesgo de contaminación para materiales fisionables “puros” es sumamente variable, dado que en un extremo se encuentra el plutonio, de alta toxicidad, y en el otro el uranio, de radiotoxicidad baja. Como se ha indicado pueden presentarse para el transporte sustancias fisionables mezcladas con otros materiales radiactivos, por ejemplo, productos de fisión. De acuerdo a lo visto, se resume el control del riesgo de contaminación en la necesidad de un adecuado diseño del sistema de contención (o sistemas de contención), cuya resistencia deberá ser acorde con el potencial accidental del contenido radiactivo.

Planificación para Casos de Emergenciacuando se Transporta Material Radiactivo

Cuando se realizan actividades relacionadas con el transporte de materiales radiactivos, es siempre posible la producción de situaciones no deseables con o sin consecuencias radiológicas, tanto en condiciones normales como accidentales. Las consecuencias de una situación anormal pueden ser previstas, controladas o mitigadas mediante el desarrollo de planes adecuados de emergencia, que respondan de una manera efectiva ante la producción de tales situaciones durante el transporte de materiales radiactivos. Las organizaciones que se encuentran involucradas en el establecimiento, desarrollo, aplicación y ejecución de planes de emergencia, pueden ser diferentes en cada país pero deberían incluir a las autoridades públicas competentes, y a los remitentes y transportistas.

Guía de Emergencias y Fichas de Intervención

La mayoría de los materiales radiactivos que se transportan, son potencialmente menos peligrosos que el combustible nuclear irradiado. Se acarrea o almacena en tránsito, gran cantidad de bultos conteniendo radiofármacos, desde los lugares donde se los produce hasta los hospitales, y materiales radiactivos que son utilizados en la industria y la investigación. La mayoría de las expediciones se realizan por carretera y ferrocarril, al menos durante parte del trayecto.



El transporte de materiales radiactivos por vía aérea puede tener lugar en aeronaves de pasajeros o de carga. En caso de que ocurra un accidente aéreo grave, puede producirse una amplia dispersión de materiales radiactivos. Sin embargo, la mayoría de los accidentes en la expedición por vía aérea de tales materiales, se han producido en el aeropuerto durante la manipulación de los bultos.

La mayoría de los transportes de materiales radiactivos en buques de navegación marítima, son expediciones internacionales de materiales del ciclo de combustible nuclear. Además, existe cierto volumen de materiales radiactivos transportados por vías de navegación interior y en buques de cabotaje.

La base de la planificación y preparación para responder a emergencias debería determinarse teniendo en cuenta:

• Los sistemas de transporte utilizados para los materiales radiactivos.• Los tipos de bultos utilizados para el transporte.• Las consecuencias de los accidentes de transporte.

La respuesta en emergencias durante el transporte de materiales radiactivos radica como ya dijimos, en un Sistema de Intervención en Emergencias Radiológicas (SIER) de la ARN, cuyo objetivo es intervenir en situaciones anormales en cualquier operación con materiales radiactivos, con el fin de evaluar y mitigar sus consecuencias y asistir a las Autoridades Públicas. El sistema está constituido por:

un Grupo de Dirección, un Grupo de Intervención Primaria, un Grupo de Evaluación y un Grupo de Comunicaciones y Equipamiento.

En nuestro país existen responsabilidades compartidas por:

• el remitente de la expedición, • la Autoridad Regulatoria Nuclear y • las entidades específicas para la actuación en emergencias tales como

Policía, Defensa Civil, Gendarmería Nacional y Prefectura Naval.

El remitente de una expedición es responsable de cumplir con los requisitos de emergencias requeridos por la Norma AR 10.16.1.

Cabe citar las Fichas de Intervención para Casos de Emergencia, que deben portar y conocer los transportistas que acarrean materiales radiactivos, cuando el transporte se realiza por vía terrestre. En particular, tales fichas de intervención contienen los lineamientos que se exponen a continuación.


Características de Peligrosidad de los Materiales Radiactivos

Algunos pueden producir combustión o pueden inflamar materiales combustibles (madera, papel, aceite, ropa, etc.).

Algunos vapores pueden formar mezclas explosivas con el aire. Algunos recipientes de contención pueden explotar cuando se los calienta. El nitrato de torio y el nitrato de uranilo pueden inflamar combustibles y pueden

explotar cuando se los mezcla con combustibles. El riesgo radiológico variará en un rango muy amplio de acuerdo con el tipo,

cantidad y formas física y química de los materiales radiactivos. Puede existir irradiación externa importante cuando no hay suficiente blindaje del

material radiactivo. Puede existir contaminación o irradiación interna debido a la inhalación, ingestión

o absorción a través de la piel cuando se inhalan gases o partículas contenidas en el aire o por contacto con material radiactivo.

En algunos casos una exposición prolongada puede causar daños severos o muerte.

Un incendio puede producir gases irritantes, tóxicos o corrosivos. Un derrame de material radiactivo puede causar contaminación del medio

ambiente y los bienes.

Instrucciones para Casos de Emergencia

RECOMENDACIONES GENERALES

• Aislar el área de riesgo.• No tocar los bultos ni los vehículos de transporte e impedir que otras personas

lo hagan.• No fumar, beber, comer o tocar cosa alguna sin antes lavarse cuidadosamente

las manos.• No permanecer innecesariamente en el área inmediata al incidente, accidente,

derrame o fuga.• Avisar al personal de rescate que las personas, los vehículos de transporte

y el área inmediata al incidente, accidente, derrame o fuga pueden estar contaminados con materiales radiactivos.

• En caso de derrame, fuga, o incendio, utilizar equipamiento especial de emergencia, compuesto de vestimenta de protección corporal y equipo de protección respiratoria de presión positiva.

• No limpiar el lugar hasta que llegue el personal especializado.• No reiniciar el transporte hasta que el personal especializado lo indique.

INCIDENTES / ACCIDENTES

Los incidentes o accidentes que pueden ocurrir durante el transporte, pueden estar comprendidos en los casos siguientes:



• Impacto o choque sin incendio o con incendio, • derrame o fuga del material radiactivo de los bultos, y • pérdida, robo o hurto del material radiactivo.

De acuerdo al tipo de emergencia, las acciones más importantes que se deben tener en cuenta son:

• Prestar los primeros auxilios a personas heridas si es necesario.• Tratar de mantener al público alejado de los vehículos accidentados o de la

zona donde ocurra el derrame o fuga de material radiactivo, en lo posible viento arriba y a una distancia no menor a 50 m de los mismos.

• Notificar a la policía, indicando si es necesario el envío de ambulancias o la intervención de bomberos. Avisar a la policía que los vehículos transportan material radiactivo, o que lo perdido, robado o hurtado contiene material radiactivo.

• Eliminar posibles fuentes de ignición. Los incendios pequeños pueden extinguirse con productos químicos secos (anhídrido carbónico). Los incendios grandes con agua, polvo de base potásica o espuma. Los incendios grandes deberían ser controlados y extinguidos por los bomberos, ya que ellos están capacitados y entrenados para hacer frente a estas situaciones.

• Enfriar los bultos con abundante cantidad de agua hasta bastante después que el fuego se haya extinguido.

• Evitar el contacto del material de fuga con combustibles (madera, papel, aceite, etc.).

• Contener el material de fuga, e impedir su entrada en vías de agua, alcantarillas, sótanos o áreas confinadas.

• No mover los contenedores o envases dañados. Si no existe riesgo, alejar del fuego los envases o contenedores no dañados. En ambos casos se extinguirá en lo posible viento arriba desde la distancia máxima posible y tratado como los casos que involucran humos tóxicos.

• Tratar de apreciar visualmente el estado de los bultos y estimar si hay fugas o derrames o deterioro significativo de los mismos. Si se dispone de equipos de detección, tratar de evaluar la pérdida de material radiactivo o de la capacidad blindante del bulto.

• Notificar a la Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN)[1] y a la oficina más cercana de la empresa transportista. En la comunicación indicar:− Detalle del material radiactivo involucrado y resultado de la estimación

efectuada después de la inspección visual.− Tipo y magnitud del accidente.− Lugar donde ocurrió el accidente.− Medios disponibles para futuras comunicaciones entre el informante y el

personal de la ARN.

Primeros auxilios

• Llevar las víctimas hacia el aire fresco.


• Quitarse y aislar la ropa y los zapatos si están contaminados.• En caso de contacto con el material, inmediatamente lávese los ojos con

agua corriente durante no menos de 15 minutos.• Ducharse y lavarse con agua y jabón.• Recurrir a atención médica a la brevedad.• Asegúrese que el personal médico que atendió a los accidentados esté

avisado de la identificación de los productos involucrados en dicho incidente, accidente, derrame o fuga.

[1] Comunicación con la ARN1. Llamar a SKYTEL (011) 4348-9000.2. Dejar un mensaje al código “MASTER PIN” 1110886.3. Texto del mensaje: “Atención ARN comunicarse al teléfono (Número) (Indicar

el nombre de la persona que llama)”.4. De no recibir contestación en 10 minutos reiterar lo expresado en 1., 2. y 3.

precedentes.



Ejercicios

Preguntas de revisión

1) ¿Cómo transportaría un material radiactivo en forma líquida?

2) Sintetice todas las características de los embalajes tipo A y tipo B.

3) En la norma de transporte de la ARN: ¿Cuál es punto principal de atención en cuanto a los riesgos?

4) Describa los requisitos funcionales de los bultos tipo A y de los tipo B.

5) ¿Qué es el índice de transporte y para qué sirve?

6) Liste los puntos a cumplimentar durante la realización de inspecciones de transporte:- ¿Qué significa U y M en los bultos tipo B?- Sintetice los resguardos a considerar en los Bultos que contienen sustancias

fisionables.

Actividad de síntesis

Realice un diagrama conceptual que represente una clasificación de bultos. El docente levantará por plataforma distintas situaciones problemáticas y las mismas deberán ser explicadas según el docente lo indique.


Glosario

Bulto. Categoría I-Blanca, II y III Amarillas.Bultos de sustancias fisionables de la clase I, II y III.Fuentes encerradas o materiales radiactivos sólidos, en forma líquida, embalaje tipo jaula. Embalaje. Tipo A y B. Tipo B(U) y B(M) . Índice de transporte.Bulto exceptuado. Industrial del Tipo 1 (Tipo BI-1), del Tipo 2 (Tipo BI-2), del Tipo 3 (Tipo BI-3).Bulto del Tipo A, tipo B(U), tipo B(M), tipo C.Bultos que contienen sustancias fisionables o hexafluoruro de uranio (UF6).Bultos IF, AF, B(U)F, B(M)F o CF.Modelos de exposición (escenarios de supuestos accidentes - Sistema Q).Seguridad Intrínseca.Radionucleido QA, QB, QC, QD y QE.Materiales radiactivos en forma especial.Irradiación externa.Índice de transporte.Sobreenvases.Índice de Seguridad con respecto a la criticidad (ISC).Contenedor.Sistema de Intervención en Emergencias Radiológicas (SIER).Programa de protección radiológica.Riesgo de irradiación externa, de contaminación.



Instrumentos Legales Citados en esta Unidad

Norma Ar 10.16.1.Ley Nacional de la Actividad Nuclear Nº 24.804 y el Decreto Nº 358 del Poder Ejecutivo Nacional.Reglamento para el transporte seguro de materiales radiactivos, Colección de Normas de Seguridad N° TS-R-1 del OIEA.

Otros documentos de cumplimiento requeridos

Aviso de Transporte de Material Radiactivo.Autorización de Importación de Material Radiactivo.Certificado de Exportación.Fichas de Intervención para Casos de Emergencia.

Organismos Citados en esta Unidad

Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN).Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA).Ente Nacional Regulador Nuclear.


Unidad


Gestión de Residuos




Diferenciar distintos elementos resultantes de la producción de procesos radioactivos.

Reconocer los principales objetivos para la gestión de residuos.

Describir distintas opciones para la gestión de residuos.

Interpretar el concepto de repositorio.

Reconocer las principales características de los mismos y sus ventajas y desventajas.


Introducción

El ser humano, desde sus orígenes, genera materia que necesita descartar. Esta necesidad se debe a que prácticamente todos los materiales, luego de su utilización, presentan una degradación tal que no le ofrecen al hombre ninguna utilidad, o incluso en algunos casos, le puede resultar perjudicial no descartarlos.

La evolución socio-económica, industrial y cultural del hombre amplía constantemente el espectro de los materiales descartados. En nuestra sociedad actual, marcada por la economía de mercado, con grandes conglomerados urbanos, se incrementa día a día la necesidad de contar con una adecuada gestión de los residuos domiciliarios e industriales. Un aspecto de creciente interés público en esta área lo constituyen los residuos generados por las actividades que involucran materiales radiactivos: medicina, investigación, industria y, particularmente, generación de energía nucleoeléctrica. Esta última es una alternativa imprescindible de los países desarrollados de hoy y de la cual, se prevé, la humanidad dependerá en forma creciente en el próximo siglo.

Los residuos radiactivos son consecuencia inevitable de estas actividades y actualmente, se cuenta con metodologías consideradas apropiadas para su gestión, por la comunidad científica internacional especializada en la materia. La industria nuclear es una de las pocas actividades que ha encarado en forma satisfactoria la gestión de sus propios residuos.

Aquí se exponen los principios en los cuales se basa la gestión segura de los residuos radiactivos. También se presentan en forma resumida las opciones para su manejo en instalaciones nucleares y por los usuarios de material radiactivo, y su disposición definitiva en instalaciones apropiadas.

Definición

El término Residuo Radiactivo (RR) se utiliza para referirse genéricamente a materiales que contienen, o contaminados con, sustancias radiactivas, en niveles tales de actividad que las dosis asociadas con su eliminación superen los criterios de exención establecidos por la Autoridad Regulatoria, y para el cual no se prevé ningún uso futuro.

El manejo de este tipo de residuos debe efectuarse en forma segura, de acuerdo con los criterios de seguridad radiológica vigentes y principios generales de gestión.

La gestión de Residuos Radiactivos engloba todas las tareas que involucran el manejo, tratamiento, acondicionamiento, almacenamiento, transporte, o eliminación de RR.

Una de las etapas más importantes de la gestión de RR es su disposición definitiva (o eliminación o evacuación).



Con esta denominación se conoce el procedimiento mediante el cual se colocan los RR en un sistema específicamente diseñado y licenciado para esa finalidad, sin intenciones de una posterior recuperación o re-tratamiento.

Los términos Efluentes y residuos radiactivos, que frecuentemente se utilizan en forma indistinta, presentan diferencias originadas en la forma en la cual se eliminan al ambiente, y que es conveniente distinguir:

• Efluentes radiactivos (ER)

Son corrientes gaseosas o acuosas que se descargan de las instalaciones nucleares o radiactivas directamente al medio ambiente, y que contienen pequeñas cantidades de material radiactivo.

El nivel de actividad de este tipo de corrientes debe ser compatible con los límites derivados de descarga establecidos por la Autoridad Regulatoria.

• Residuos radiactivos (RR)

Son aquellos materiales para los cuales no se prevé ningún uso futuro, y que contienen sustancias radiactivas en niveles tales de actividad, que no pueden descargarse al ambiente tal cual se encuentran y deben ser sometidos a tratamientos ya sea para su acondicionamiento (si son sólidos), o para separar las sustancias radiactivas de la corriente gaseosa o líquida que los contiene.

Estos materiales separados, concentrados en actividad, son RR y requieren tratamientos subsiguientes de concentración, acondicionamiento y/o inmovilización, a fin de garantizar su aislación del medio ambiente en sistemas apropiados, por un período tal que decaiga gran parte de la actividad que contienen.

En la Figura 1 se representan las diferencias entre ambos conceptos.

Objetivos de la Gestión de Residuos Radiactivos

Generales• Garantizar la protección radiológica de los seres humanos y del medio

ambiente, por períodos adecuados a cada tipo de residuo, en conformidad con los principios vigentes de protección radiológica internacionalmente acordados.

Particulares• Aislar los residuos radiactivos en sistemas específicamente licenciados para

esa finalidad (repositorios) y adecuados a cada tipo de desecho, durante períodos apropiados.


• Accionar procesos de radiación sin transmitir a generaciones futuras la responsabilidad de mantener la integridad de ese sistema, ni imponerles condicionamientos significativos debido a la existencia del repositorio.

• Garantizar la seguridad del repositorio durante el período posterior a su cierre definitivo, de forma tal que no dependa de la vigilancia radiológica y vigilancia física activas, ni de otros controles institucionales o medidas correctoras.

• Asegurar el grado de aislamiento de los residuos radiactivos de forma tal que no existan riesgos futuros previsibles para la salud humana, ni efectos sobre el medio ambiente que no sean aceptables actualmente.

Alternativas en la Gestión de Residuos Radiactivos

Los residuos radiactivos provienen de un amplio espectro de actividades, desde el uso de radionucleidos en hospitales para diagnóstico y tratamiento, y en laboratorios de investigación, pasando por el uso de materiales radiactivos en procesos industriales, hasta la producción de electricidad en reactores nucleares (que involucra también las actividades asociadas al ciclo del combustible nuclear). Este último tipo de actividades genera el mayor volumen de RR, con mayores niveles de actividad que las otras fuentes de generación; debido a esto la mayor parte de los criterios y tecnologías de gestión se han desarrollado en este campo.

Las alternativas de manejo se basan fundamentalmente en las características de los residuos:

• los nucleidos contenidos (tanto por naturaleza como por cantidad) y• el volumen generado; • influyen también los aspectos químicos y físicos.

Figura 1 - Efluentes radiactivos vs. residuos radiactivos

SISTEMAS DE TRATAMIENTO

SOLIDIFICACIÓN O INMOVILIZACIÓN

MEDIOAMBIENTE

AISLACIÓN DELMEDIO AMBIENTE

R.R.

Líquidos oGaseosos

R.R.

Concentrados

Efluentes

Otros R.R.



Opciones de Manejo de Residuos Radiactivosen Instalaciones Nucleares y Radiactivas

Los fundamentos de estas opciones se encuentran en el objetivo de mantenerlos aislados por períodos apropiados a cada tipo de RR.

Para implementar este objetivo, la forma física de los RR, su actividad y los nucleidos presentes, definirán si es apropiado utilizar sistemas de decaimiento o purificación. En los sistemas de decaimiento, se utiliza esta propiedad física para disminuir la actividad, y dependiendo del nucleido presente se definen los períodos de aislamiento requeridos. En base a estos últimos se toma la decisión de su almacenamiento en forma temporaria (para luego eliminarlo directamente al medio ambiente como efluente o residuo exento) o su aislación en repositorios. En este último caso, es necesario tratar previamente los RR a fin de obtener un producto final apto para su aislación en sistemas de eliminación, y así cubrir los períodos de aislación requeridos para su decaimiento en forma segura. Los tratamientos a los que se someten los RR cubren un amplio espectro de posibilidades dependiendo de su forma física:

pre-tratamiento, purificación o concentración, solidificación o inmovilización.

SISTEMAS DE TRATAMIENTO POR DECAIMIENTO

Consisten en dispositivos que admiten el almacenamiento ya sea de líquidos, gases o sólidos, por períodos tales que por decaimiento se obtienen efluentes o residuos exentos, que pueden descargarse al medio ambiente. Este tipo de tratamiento se utiliza cuando los nucleidos presentes tienen períodos de semidesintegración cortos (I131, etc.) y la actividad remanente se ajusta a los límites de descarga autorizados o los niveles de exención o desregulación recomendados.

SISTEMAS DE TRATAMIENTO POR PURIFICACIÓN

Se fundan en la disminución de la actividad presente en corrientes líquidas o gaseosas, mediante la remoción de los agentes contaminantes, generándose RR con estos últimos (Ver figura 1). Se utilizan cuando no es posible aplicar los sistemas por decaimiento, ya sea por:

la magnitud de la actividad, el tipo de nucleidos presentes, o el volumen a tratar.

Estos sistemas presentan características particulares según se trate de corrientes gaseosas o líquidas.


En el caso de las corrientes gaseosas, si ésta arrastra vapores (o gases solubles en agua) o aerosoles, el tratamiento se debe adecuar a estas características; para la primer situación se utilizan sistemas lavadores de gases, mientras que en el segundo, sistemas de filtros (absolutos, mecánicos, de adsorción, etc.).

En el caso de las corrientes líquidas, las alternativas cubren un amplio espectro de operaciones unitarias y procesos químicos: concentración por evaporación, precipitación, sedimentación, pasaje por resinas de intercambio iónico, centrifugación, etc.

Ambas situaciones (corrientes gaseosas o líquidas), generan como mínimo dos corrientes resultantes: - una purificada, que por lo general puede descargarse directamente al

ambiente, y- otra concentrada en radionucleidos, y que debe ser tratada como RR

(dispuesta con o sin acondicionamiento previo en recipientes e instalaciones adecuadas).

Opciones en el Aislamiento de Residuos Radiactivos

Los tiempos requeridos para el aislamiento de RR, definen las necesidades que deben cubrir los sistemas destinados a tal fin. La estimación de estos tiempos requiere un mayor conocimiento que el volcado hasta este punto, por lo tanto se tratará mas adelante en “Clasificación conceptual de residuos radiactivos en base a los tiempos de aislamiento necesarios”, aquí sólo se expondrán las alternativas existentes en la actualidad.

ALMACENAJE VS. ELIMINACIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS

Deben distinguirse las diferencias conceptuales de dos términos (utilizados en forma errónea indistintamente para discutir estos temas): almacenaje y disposición definitiva (o eliminación o evacuación).

Por almacenaje se entiende la conservación transitoria de los residuos en sistemas que admiten su recuperación, y por lo tanto implica que requieren vigilancia y mantenimiento operativos que involucran la exposición operacional del personal asignado a esas tareas, con el consiguiente riesgo de liberaciones accidentales y el incremento en los costos operativos.

Por el contrario, la eliminación de RR implica el emplazamiento de los desechos en sistemas diseñados y licenciados para la contención de los mismos por periodos prolongados sin el requisito de mantenimiento operativo y con sólo (en algunos casos) la vigilancia radiológica habitual en toda instalación nuclear, hasta la finalización del control institucional del sitio, liberándola al uso público una vez concluida esta etapa.



Ambos conceptos difieren entonces en el grado de recuperación de los nucleidos contenidos y en la duración de la contención.

Sistemas de Eliminación de Residuos Radiactivos

a- Sistemas de eliminación próximos a la superficie simples o Trincheras: Los desechos se eliminan tal cual o en recipientes, en excavaciones superficiales. En esta categoría pueden incluirse los sistemas de semicontención para residuos líquidos (trincheras para líquidos). Las actividades que pueden disponerse de esta forma requieren de serias restricciones, aunque continúe el control institucional luego de la clausura.

b- Sistemas de eliminación próximos a la superficie con barreras de ingeniería: Son en general, construcciones bajo superficie terrestre, en donde el acondicionamiento de los residuos, la integridad de las estructuras construidas y las características geoquímicas del sitio de depósito pueden inmovilizar y aislar los radionucleidos del residuo por un tiempo considerable. La proximidad de los residuos a la superficie requiere, sin embargo, un control institucional por un período adecuado a fin de evitar posibles intrusiones.

c- Sistemas de eliminación en formaciones geológicas profundas: Provee largos períodos de aislamiento si la permeabilidad al agua del medio geológico es muy baja, o si los flujos de agua son sumamente lentos. Actualmente están en estudio en diversos países distintas formaciones como zonas potenciales: domos de sal, granitos, arcillas, y rocas volcánicas.

d- Disposición en formaciones geológicas debajo del lecho marino: Involucra consideraciones similares al depósito en formaciones geológicas profundas, con el beneficio adicional del aislamiento marino. Actualmente está en estudio y presenta inconvenientes económico-técnicos y jurídicos (por la utilización de aguas internacionales).

La trasmutación de radionucleidos de vida media larga en otros de vida media más corta, podría reducir teóricamente los riesgos a largos plazos. Esta opción implica nuevas instalaciones de procesos y separaciones, que disminuyen notoriamente la cantidad de residuos de alta actividad a eliminar; pero generarían más residuos secundarios, con la consiguiente exposición operacional. Actualmente está en etapa de investigación, y se considera que involucra un mayor riesgo operativo que las otras opciones.

Una práctica que actualmente no es utilizada, es el vertimiento en el mar. Los desechos convenientemente acondicionados, se eliminaban en el mar en zonas preestablecidas caracterizadas por sus fosas sinclinales profundas. El fundamento de esta práctica se basaba en que, la actividad liberada en las profundidades marinas es diluida y dispersada en un gran volumen de agua, y en algunos casos


es absorbido en los sedimentos. La aislación de los radionucleidos estaba provista por la inaccesibilidad de las profundidades del lecho oceánico. Sin embargo, podría esperarse cierto retorno de nucleidos de vida media larga al medio ambiente accesible al ser humano, por mecanismos de dispersión y transporte, por este motivo estos nucleidos tenían estrictos límites de vertimiento. Actualmente estas actividades están prohibidas por la Convención de Londres.

Principios de Protección RadiológicaAplicados a la Gestión de Residuos Radiactivos

Los principios de protección radiológica recomendados por la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP, en inglés) fundamentan los objetivos enunciados precedentemente.

En cuanto al requerimiento de justificación de la práctica, existe el consenso general que debe aplicarse a una práctica completa, tal es el caso del ciclo del combustible nuclear o la utilización de materiales radiactivos en la industria, medicina o investigación, con todos los beneficios y detrimentos asociados. La gestión y disposición de RR son pasos necesarios en el uso de la energía nuclear y los materiales radiactivos; y por lo tanto, no se requiere su justificación en forma separada, aunque sus implicancias radiológicas deben considerarse en la justificación de la práctica en su totalidad.

El requerimiento de optimización es utilizado frecuentemente como un medio de selección entre diferentes cursos de acción u opciones, en la gestión y disposición de RR y en la decisión si cambios futuros en el diseño de los sistemas conducirán a una reducción (o no) de las dosis.

Puesto que algunos de los criterios empleados en el proceso de optimización pueden entrar en conflicto con otros, la evaluación requerirá algún tipo de auxiliar para tomar la decisión de diferenciar entre opciones alternativas, desde un punto de vista de protección radiológica.

Entre las aproximaciones que pueden utilizarse en este proceso pueden incluirse métodos multicriterio y agregativos, en particular la técnica del análisis costo-beneficio.

El tercer principio de protección radiológica requiere la limitación de las dosis incurridas por individuos, ya sea en el curso de su vida normal como miembros del público o como resultado de su ocupación, los cuales no deben exceder los límites de dosis recomendados por la ICRP.

El caso de la limitación de la dosis del público debido a la eliminación de RR en formaciones geológicas merece un análisis particular.



Limitaciones Individuales Durante Períodos de Aislación

a- Restricciones de dosis individuales: Los límites de dosis1 individuales, se aplican a la distribución de dosis debido a las liberaciones por eventos normales en repositorios de RR. Estas restricciones son equivalentes a los aplicados a otros tipos de instalaciones. Deben considerarse dos requerimientos básicos:

• El grupo crítico debe ser identificado, éste puede comprender personas existentes o un grupo hipotético. Este grupo recibiría mayor dosis que la población en general. Cuando no puede definirse un grupo actual, se define uno hipotético o individuos representativos. La definición de los hábitos y características de este grupo deben basarse en el conocimiento actual, y con suposiciones prudentes y razonables.

• El diseño y operación del repositorio debe asegurar que la dosis al grupo crítico no supere los límites de dosis, considerando otras fuentes posibles (presentes y futuras), y excluir las exposiciones médicas y naturales. La consideración de otras fuentes se efectúa fijando una restricción de dosis a la fuente individual, la cual es una fracción del límite de dosis recomendado. En nuestro país la Autoridad Regulatoria ha fijado (para propósitos de planificación) la restricción de dosis máxima resultante en un grupo crítico hipotético, debido a la eliminación de RR en un dado emplazamiento, en 0,1 mSv integrado en un año, en base a metodologías de cálculo preestablecidos.

b- Restricciones de riesgo individual: El sistema de limitación de dosis se sustenta en la apreciación del límite inferior de un rango implícito de riesgos individuales, que se estima inaceptable. Esta apreciación se basa en otros tipos de riesgos que un individuo puede modificar solamente en muy pocos casos, y que puede ser regulado por autoridades nacionales.

Dado que es factible que se produzcan dosis significativas debido a eventos que alteren el comportamiento normal de un repositorio, cuyas probabilidades supuestas de ocurrencia, en un tiempo dado, son inferiores a uno, es necesario agregar un requerimiento de limitación de riesgos individuales a fin de lograr el objetivo de protección individual debido a todos los eventos de exposición asociados con repositorios. En base a esto, la ICRP recomienda establecer límites de riesgo y restricciones de riesgo máximo, en directa analogía con los límites de dosis y restricciones superiores para liberaciones normales.

Para una mayor comprensión del tema la ICRP recomienda que:

1 Con el término dosis se entiende la suma de la dosis efectiva resultante de la exposición externa durante un año y la dosis efectiva comprometida incurrida debido a la incorporación de radionucleidos por inhalación e ingestión.


riesgo se defina como la probabilidad de que ocurra un efecto de detrimento serio en la salud de los individuos potencialmente expuestos o en sus descendientes.

El criterio aplicado por la Autoridad Regulatoria argentina, con fines de planificación, es una restricción de riesgo anual máximo aceptable de 10-6.

Barreras Múltiples para Aislamiento de Residuos Radiactivos

Los criterios de seguridad radiológica requieren que la confinación de los RR en sistemas diseñados para su eliminación (repositorios) sea efectiva, mientras los radionucleidos contenidos decaen a niveles aceptables para su ingreso al medio ambiente accesible al hombre.

La implementación de estos criterios de seguridad radiológica a la aislación de RR, requiere del uso del concepto de barreras múltiples: interponer entre los RR y el ambiente ocupado por el hombre una serie de barreras, geológicas y de ingeniería, independientes y redundantes, de manera que la falla de alguna de ellas no comprometa la seguridad del sistema.

Se consideran barreras naturales a las formaciones geológicas en las cuales se sitúan los repositorios y el medio geológico que los circunda. Éstas proveen la aislación física necesaria y la retención de los radionucleidos. En situaciones normales de liberación, la única vía probable de acceso de los nucleidos a la biosfera desde el repositorio, a través del medio geológico es la vía hídrica. Durante su migración están sometidas a una amplia gama de procesos físicos y geoquímicos, que se traducen en un retardo efectivo respecto a la velocidad del agua.

Las barreras de ingeniería son las provistas por el hombre para aumentar la confinación:

• matriz que incluye a los RR,• contenedor(es),• barreras adicionales: materiales de sellado, relleno, retardadores geoquímicos,

etc..

Mediante la combinación adecuada de estos tipos de barreras, en función del tipo de RR del cual se trate, se podrá limitar o demorar la liberación de material radiactivo; además, el transporte de los nucleidos liberados será retardado o la concentración de los nucleidos liberados estará suficientemente diluida para asegurar que el impacto en el hombre permanezca dentro de niveles aceptables. El efecto de la demora en el impacto resultante puede observarse genérica y cualitativamente en la Figura 2.



Figura 2 - Comparación cualitativa del efectode la eliminación de RR con y sin barreras para el confinamiento

Son por lo tanto, requisitos fundamentales de un repositorio de RR subterráneo:

el diseño apropiado de las instalaciones y su ubicación en un medio geológico estable, con características

hidrogeológicas favorables, donde eventos disruptivos naturales o humanos son extremadamente improbables en las escalas de tiempo requeridas.

Debido a todas estas características, los desechos permanecerán aislados del medio ambiente accesible al hombre; sin embargo se requiere que las barreras de ingeniería ofrezcan una aislación equivalente en forma independiente y paralela. La elección de estas barreras dependerá del tipo y cantidad de residuos a emplazar y de las características de las barreras geológicas. Sin embargo, la seguridad de todo el sistema debe evaluarse en conjunto.

Clasificación Conceptual de Residuos Radiactivosen Base a los Tiempos de Aislación Necesaria

Una clasificación de RR estrictamente generalizada, es difícil de realizar, ya que inciden una amplia gama de factores, por ejemplo:

• nucleidos contenidos, • estado de agregación, • grado de contaminación química, • condiciones operativas,


• sistemas de tratamiento, • acondicionamiento y depósito, etc.

Sin embargo, es factible una clasificación de RR de orden conceptual, en base al tiempo de aislamiento requerido, en tres grandes grupos:

a- Residuos de baja actividad (rrba) Requieren un tiempo de aislación del mismo orden o menor que el de la

vida útil de las instalaciones que las generan (de algunas decenas de años). En esta categoría se encuentran la mayoría de los residuos sólidos, que se producen durante la operación de instalaciones nucleares y por usuarios de radioisótopos (por ejemplo, materiales descartables: papeles, plásticos, telas, etc.).

Las barreras consideradas adecuadas para su aislación son:• Acondicionamiento en bolsas plásticas dentro de tambores metálicos.• Disposición en trincheras de escasa profundidad, ubicadas en

formaciones geológicas adecuadas, recubriéndolas con barreras múltiples apropiadas.

• Barrera física que impide el acceso del público a la zona de eliminación durante el período de control institucional.

b- Residuos de media actividad (rrai) Requieren tiempos de aislación superiores que los de la vida útil de las

instalaciones que los producen, pero no mayor que la vida útil de ciertos materiales, tales como el hormigón o compuestos orgánicos, fácilmente utilizables como barreras de ingeniería. Dentro de esta categoría se incluyen las resinas, barros y filtros del circuito primario de centrales nucleares y las fuentes de uso médico e industrial en general.

Las barreras consideradas adecuadas para este tipo de residuos son: • Inclusión en una matriz estable (por ejemplo, cemento, polímeros, bitumen,

etc.).• Disposición en sistemas de disposición final con barreras de ingeniería

apropiados (hormigón por ejemplo) superficiales o de escasa profundidad, a fin de garantizar su integridad e impermeabilidad por 100-200 años.

• Relleno de los sistemas de depósito con cemento.• Emplazamiento de los sistemas de depósito en formaciones geológicas

que aseguren una demora en la liberación de los materiales radiactivos superior a la centena de años.

c- Residuos de alta actividad (rraa) Requieren un tiempo de aislación superior a algunas centenas de años.

Residuos de esta categoría son los que provienen de la primera etapa de extracción del reprocesamiento de los elementos combustibles irradiados o incluso, estos mismos elementos dispuestos en contenedores apropiados (en los países que escogieron la estrategia del ciclo abierto del combustible nuclear).



Se consideran como adecuadas las siguientes barreras:• Inclusión de los residuos en una matriz estable: de muy baja tasa de

disolución, alta tasa de disipación térmica, resistente a las radiaciones y a lo impactos térmicos y mecánicos. Entre las matrices con estas características, la más estudiada (e incluso ya utilizada a escala industrial) es el vidrio borosilicato. Otras alternativas en desarrollo son materiales cerámicos, esferas de vidrio dispersos en matriz metálica (Vitro-met), roca sintética (SYNROC), etc. En el caso de disposición directa de elementos combustibles irradiados, el óxido de uranio formaría una matriz adecuada para la contención de los productos de fisión.

• Contenedor, que garantice la aislación absoluta de los residuos durante los primeros 1000 años de depósito, para lo cual se utilizan contenedores compuestos por más de un material, y alguno de ellos actúa como blindaje contra las radiaciones.

• Disposición en una formación geológica continental estable, en profundidad. Una de las características más importantes que debe reunir, a fin de garantizar la aislación segura, es que su conductividad hidráulica debe ser muy baja (en el orden 10-9 m.s-1 o menor).

• Relleno de las instalaciones excavadas a fin de restituir al medio geológico las características mecánicas e hidrológicas. Para este fin se utilizan materiales arcillosos (tipo bentonita), que poseen una elevada capacidad de retención de radionucleidos y constituyen amortiguadores geoquímicos.

La aislación que ofrece la combinación de las barreras antes mencionadas, está en el orden de 105 - 106 años, tiempo suficiente para que los nucleidos presentes en los residuos de alta actividad decaigan a niveles despreciables.

d- Otros tipos de residuosd.1.Residuos que contienen emisores alfa Este tipo de residuos no puede incluirse en la clasificación anterior; ya

que por la presencia de actínidos, emisores α, de largos períodos de semidesintegración, pueden requerir distintos tiempos de aislación que los mencionados en los dos primeros tipos de RR enunciados. Sin embargo, puede hablarse de distintos niveles de estos residuos en función de sus actividades específicas. Una clasificación acorde a la planteada aquí y que incluye los emisores α, fue recientemente publicada por el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) (Ver Figura 3).

Los desechos provenientes de la minería del uranio poseen una muy baja actividad específica. El riesgo individual que implican estos residuos es pequeño; pero debido a los largos períodos que permanecerán en la biosfera, las dosis colectivas esperadas no son despreciables, y constituyen una de las mayores contribuciones en las integraciones de dosis colectivas (debido al ciclo total del combustible) a largos plazos. Además, las barreras de ingeniería modificarían muy poco esta situación.

Es práctica habitual la disposición de estos RR en la misma zona donde se extrae el mineral, quedan rellenadas depresiones de terreno,


y posteriormente se las recubre con barreras múltiples apropiadas. De esta forma se reduce la emanación de radón (consecuentemente su concentración en aire a niveles del mismo orden de magnitud o menores de los que había antes de la explotación del yacimiento) y la tasa de erosión y dispersión.

Los desechos con mayor actividad específica, provenientes del reprocesamiento de elementos combustibles deben eliminarse en formaciones geológicas estables, en profundidad.

d.2.Residuos exentos En la escala de clasificación de RR del OIEA (Figura 3) se encuentra este

tipo de residuos que, por el muy bajo nivel de actividad que poseen, no se justifica mantenerlos dentro del sistema de regulación y control. Éstos se generan en prácticas exentas o en prácticas reguladas. Para estas situaciones se aplican los criterios de exención y desregulación. Los residuos que se ajustan a estos criterios podrán eliminarse directamente en el medio ambiente, como residuos convencionales (inmediatamente después de su generación o luego de un período de almacenamiento que permita ajustarse a los niveles requeridos). Por este motivo, la decisión de incluir los residuos generados por una práctica o instalación en este rango requiere la evaluación del impacto radiológico asociado.

Figura 3 - Sistema de clasificación deResiduos Radiactivos del OIEA actualizado



Criterios Operativos para la Gestión de Residuos Radiactivos

En el manejo diario de RR, es necesario tener en cuenta una serie de criterios operativos a fin de garantizar una gestión adecuada de los mismos. Pueden discriminarse una serie de procedimientos recomendados:

Minimizar la generación de RR (se reducen así los costos de gestión). Segregar los RR en la fase de generación, evitando además, mezclarlos

con residuos convencionales. La segregación se efectuará cuando diferencias tales como:• contenido de radionucleidos, • período de semidesintegración, • concentración, • volumen y • propiedades físicas y químicas,

lo hagan necesario, teniendo en cuenta las opciones disponibles para su disposición final.

Almacenar en forma segura y totalmente identificable los RR a la espera de su destino final.

Reducir el volumen de los residuos (se incrementa así la capacidad de almacenamiento o disposición final).

Solidificar aquellos residuos que no pueden ser descargados al medio ambiente.

Efectuar el control de inventario de los desechos eliminados y de los efluentes descargados al medio ambiente.

Evaluación de Seguridad de los Sistemas de Disposición Definitiva

Para tomar decisiones acerca del desarrollo, construcción, operación y licenciamiento de un repositorio para RR, se requiere la evaluación de la seguridad del sistema propuesto.

Mediante distintos procedimientos se calcula el impacto radiológico a los trabajadores (para la fase operacional) y al público (fase post-cierre) resultantes del repositorio y se los compara con los estándares de protección radiológica.

Dado que es imposible lograr un gran grado de detalle en la adquisición de datos desde un principio (ya que el sistema de eliminación es sumamente complejo), se procede a un proceso iterativo, desde lo genérico a lo específico.

En consecuencia, se debe efectuar el análisis de seguridad de los subsistemas que conforman el repositorio con distintos grados de detalle, según la etapa de implementación alcanzada:

• diseño conceptual,


• diseño de ingeniería básica, • anteproyecto de ingeniería, • proyecto de construcción y • operación, clausura y cierre.

El requerimiento de datos propios del sitio y del diseño de los subsistemas, son por lo tanto de distinto nivel para las diversas etapas de diseño.

Si los resultados de las evaluaciones de la seguridad durante alguna de las etapas para la operación o para el post-cierre, no concuerdan con los estándares de protección radiológica, deberá reverse el diseño del subsistema crítico o suplementarlo con alguna barrera adicional.

Se han desarrollado una serie de criterios de aceptación para la eliminación de RR en sistemas de depósito superficiales y en profundidad en base cualitativa. Existe además una amplia gama de bibliografía que orienta acerca de los procedimientos adecuados de evaluación, análisis y requerimientos de información sobre los sistemas de confinamiento, y además, ejemplos de cálculo.



Ejercicios

A continuación le proponemos una serie de preguntas para la exploración bibliográfica. Envíe respuestas por la plataforma según requerimiento del tutor

1) ¿Qué son y de dónde proceden los residuos radiactivos?

2) ¿Cómo se clasifican los residuos radiactivos?

3) ¿Qué modificaciones experimenta el combustible en un reactor nuclear?

4) ¿Qué se puede hacer con el combustible gastado?

5) ¿En qué consiste la gestión del combustible irradiado considerado como residuo?

6) ¿Qué residuos se producen en el desmantelamiento de las centrales nucleares?

7) ¿Qué estrategia se utiliza para aislar los residuos?

8) ¿Cómo se prevé el almacenamiento de los residuos de alta actividad?

9) ¿Cómo se prevé el almacenamiento de los residuos de baja y media actividad?

10) ¿Es seguro a largo plazo el almacenamiento de residuos radiactivos?


Glosario

Residuo radioactivo.Disposición definitiva (o eliminación o evacuación). Efluentes Radioactivos.Repositorios.Sistemas de decaimiento o purificación.Sistemas de pre-tratamiento, purificación o concentración, solidificación o inmovilización. Almacenaje y disposición definitiva.Sistemas de eliminación próximos a la superficie simples o Trincheras, con barreras de ingeniería, en formaciones geológicas profundas y debajo del lecho marino. Trasmutación de radionucleidos.Métodos multicriterio y agregativos, técnica del análisis costo-beneficio.Riesgo.Residuos radioactivos de baja actividad (rrba), de media actividad; de alta actividad; que contienen emisores alfa, exentos.


Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP),




Unidad


Sistemas de Protección contra la Radiación




Diferenciar sistemas de protección existentes.

Reconocer los principales propósitos de los sistemas de protección.

Categorizar los sistemas de protección existentes según difrentes paráme-tros intervinientes en el fenómeno radioactivo y nuclear


Introducción

El conjunto de técnicas de protección para la radiación tiene por objeto reducir las dosis en las personas expuestas, de manera que se mantengan por debajo de valores preestablecidos y tan bajo como sea razonablemente alcanzable.

Técnicas Básicas de Protección

Los procedimientos básicos para reducir la dosis por irradiación externa son:

• Reducir el tiempo de exposición.• Reducir la actividad de la fuente.• Aumentar la distancia entre las personas expuestas y la fuente de radiación.• Interponer blindajes entre las personas expuestas y la fuente de radiación.

Reducción del Tiempo de Exposiciòn

En la mayoría de las instalaciones y operaciones el tiempo de exposición, está vinculado de manera aproximadamente lineal con la dosis por irradiación externa. Actuando sobre el tiempo de exposición, en general puede esperarse una reducción de la dosis directamente proporcional a la disminución del mismo.

Dosis = Tasa de dosis x tiempo

La reducción del tiempo de exposición debe ser compatible con la correcta realización de las operaciones necesarias para el buen funcionamiento de la instalación. Por lo tanto la aplicación del principio de reducción del tiempo de exposición está limitado, en la práctica, a aquellas operaciones no rutinarias que deban realizarse en zonas de alta tasa de dosis, como por ejemplo las operaciones de mantenimiento o reparación de equipos o sistemas.

Reducción de la Actividad de la Fuente

Como ya hemos dicho, la actividad de una fuente de radiación disminuye con el tiempo debido al decaimiento radiactivo.

Por otra parte, la actividad de una fuente puede reducirse removiendo una parte del material radiactivo que la constituye.

DISTANCIAACTIVIDADTIEMPO BLINDAJE



a- Decaimiento radiactivo

Cuando se trabaja con radionucleidos de corto período de semidesintegración, el tiempo asociado al decaimiento radiactivo es un parámetro útil para reducir la tasa de dosis del personal expuesto.

En efecto, si antes de iniciar ciertas tareas sobre un componente o equipo, que contiene o está contaminado con cierto radionucleido, se deja transcurrir un tiempo, por ejemplo equivalente a varios períodos de semidesintegración del radionucleido, puede lograrse una reducción importante de la tasa de dosis a la que se verá expuesto el personal.

En general, en cualquier componente o equipo donde se han acumulado radionucleidos de diferentes períodos de semidesintegración (cortos, medios y largos), la disminución de la tasa de dosis es acentuada al principio, mientras desaparecen los nucleidos de período corto, y es menos notable a medida que la contribución de los radionucleídos de largo período se va haciendo mayoritaria.

b- Remoción de material radiactivo de la fuente

Cuando un componente de un equipo incluye material radiactivo o una superficie está contaminada, se transforman en una fuente radiactiva que puede producir una tasa de dosis significativa.

La remoción de ese material radiactivo y la descontaminación son procedimientos básicos que se utilizan para reducir la tasa de dosis.

Aumento de la Distancia Fuente - Punto de Interés

El aumento de la distancia a la fuente de irradiación se traduce en una reducción de la tasa de fluencia de energía y, por consiguiente, de la tasa de dosis. El fenómeno es particularmente notable en el caso de geometrías puntuales, es decir cuando las distancias punto - fuente son significativamente mayores que las dimensiones de la fuente. En esas condiciones se cumple la ley de la inversa de los cuadrados de las distancias (obsérvese el siguiente esquema).


Blindaje entre las Personas y las Fuentes de Radiación

Se denomina blindaje a todo sistema destinado a atenuar un campo de radiación por interposición de un medio material entre la fuente radiactiva y las personas a proteger.

a- Partículas alfa

El reducido alcance de las partículas alfa en aire y su escasa penetración en el tejido (no llegan a atravesar la capa basal de la piel estimada en 70 um), hacen innecesario cualquier tipo de protección contra la radiación externa.

b- Partículas beta

La protección contra la irradiación externa a causa de partículas beta tiene por objeto evitar fundamentalmente la irradiación de la piel y el cristalino. Dado su alcance finito, la tasa de fluencia de partículas beta puede reducirse a cero si se interpone un material de espesor mayor o igual al alcance de las partículas en dicho material.

El problema particular que plantea el blindaje de la radiación beta, es la generación de radiación secundaria de naturaleza electromagnética, como consecuencia del abrupto frenado de los electrones al interaccionar con el material del blindaje. Esa radiación secundaria es denominada habitualmente radiación de frenado o bremsstrahlung, constituida por rayos x.

La magnitud de dicha radiación, que depende de la energía de la radiación incidente y del número atómico Z del absorbente puede ser tal que sea necesario un blindaje adicional para su atenuación.

Como material blindante para radiación beta se utilizan materiales de bajo número atómico tales como aluminio, lucite y vidrio, a fin de reducir la generación de radiación secundaria de frenado (bremsstrahlung). Para fuentes de radiación beta con actividad mayor que algunas decenas de GBq (cientos de milicuries) generalmente es necesario adicionar un blindaje de plomo para atenuar la radiación de frenado. Este último requerimiento es especialmente, porque al detenerse se aniquilan y originan dos fotones de 0,51 MeV de energía cada uno.

Esquemáticamente podemos observar en la Figura 1 el comportamiento de los diferentes tipos de radiación en distintos materiales.



Figura 1

Debe considerarse que:

• La atenuación de un haz de radiación x ó en un dado material depende del:- Material interpuesto.- Tipo y energía del haz incidente.- Espesor del material.

• Para que la tasa de dosis se reduzca a cero, sería necesario un blindaje de espesor infinito (dicho de otra manera, es imposible reducir a cero la tasa de dosis por interposición de blindaje)

Por lo tanto, se deberá definir el espesor necesario del blindaje en base a los criterios básicos de protección radiológica; esto es, las personas expuestas no deben recibir dosis que superen los límites y las exposiciones tienen que reducirse tanto como sea razonablemente posible (optimización).

Espesor Hemirreductor

Un modo habitual de expresar la aptitud de atenuación de un material blindante, consiste en emplear el concepto de espesor hemirreductor, EHR.

El espesor hemireductor de un determinado material (para una dada energía del haz de radiación), es el valor del espesor de dicho material que debe interponerse entre la fuente y un punto de interés, para reducir a la mitad la dosis absorbida, o la dosis equivalente o la exposición en dicho punto.

La Tabla 1 presenta valores del espesor hemirreductor de plomo y concreto en función de la energía de la radiación incidente.


Tabla 1Rayos X/Nucleido Espesor HemirreductorVoltaje pico (kV) Plomo (mm) Concreto (cm)

5070100125150200250300

cesio 137cobalto 60

radio

0,060,170,270,280,300,520,881,476,512

16,6

0,430,841,62

2,242,52,83,14,86,26,9

Cálculo de Blindajes para Rayos X

Un recinto blindado, es todo espacio cerrado construido para proporcionar suficiente blindaje a las personas, para garantizar que los niveles de dosis se mantengan tan bajos como sea razonablemente posible y sin superar los límites de dosis.

Su tamaño varía y puede abarcar desde pequeños gabinetes que contengan, por ejemplo, aparatos de rayos x para examinar paquetes postales y bultos cerrados, hasta instalaciones en las cuales se aplican dosis muy altas como en las plantas de radio esterilización.

Es indispensable, por lo tanto, disponer de un recinto blindado para trabajar con una fuente de radiación que origine altas tasas de dosis.

Depender de la distancia y del tiempo como únicos factores para reducir a tasa de dosis resulta impracticable.

Todos los recintos tienen principios de diseño semejantes, aunque sus características pueden variar según se vayan a utilizar para radiaciones con rayos x, con rayos gamma o con neutrones.

En toda sala en que haya que instalar un equipo generador de rayos x, debe calcularse el blindaje correspondiente a las paredes, al techo y al piso.

En las superficies hacia las cuales se orienta el haz durante parte del tiempo de trabajo, debe calcularse el blindaje para atenuar el haz directo. En las superficies que no reciben el haz directo, debe calcularse el blindaje necesario para atenuar la radiación dispersa por el paciente y la camilla y la radiación de fuga del tubo. En la Figura 2 se indican las tres componentes de radiación mencionadas y las barreras, primaria y secundaria, asociadas.



Figura 2

Los principales factores que intervienen en el cálculo de blindajes son los siguientes:

• Los límites de dosis autorizados correspondientes a las personas a proteger o las dosis surgidas de los estudios de optimización.

• La fracción del tiempo de trabajo o factor de ocupación T, que tales personas permanecen en los recintos contiguos a los blindajes.

• La carga de trabajo mensual del equipo W en [mAs/mes].• El kilovoltaje con que se usa el tubo de rayos x.• La fracción del tiempo de trabajo o factor de uso U, que el haz de rayos x es

orientado hacia el blindaje bajo cálculo (pared, piso o techo).• La distancia d entre la fuente y el blindaje (la fuente es el tubo de rayos x

cuando se calcula el blindaje para la radiación directa y el conjunto camilla/paciente en el caso de la radiación dispersa).

• La distancia S entre el tubo y el paciente.

El tema expuesto es bastante complejo como puede verse, el material incluido es simplemente una introducción al mismo.


Unidad


Aspectos Físicos de los Rayos X




Internalizar el concepto de rayos X.

Reconocer los dispositivos que los emiten y su constitución.

Familiarizar al alumno con una serie de procesos de diagnóstico donde intervienen los rayos X.

Evaluar los efectos de los mismos.

Concientizar el futuro profesional de higiene en la importancia de minimizar las dosis aplicadas a pacientes de distintas categorías.

Valorar el uso de dispositivos que permitan minimizar las dosis de radiación sin perder calidad de diagnóstico.

Conocer el funcionamiento de los factores técnicos de los equipos que hacen el mejor funcionamiento de los mismos en términos de evitar dosis de exposición no necesarias.

Facilitar criterios de observación y supervisión que permitan al futuro profesional evaluar las condiciones de los servicios médicos en las distintas instituciones.


Introducción

La aplicación de rayos X, tanto en medicina como en la industria e investigación, es ampliamente difundida a través de todo el mundo y sin duda constituye el principal agente de riesgo radiológico.

Esto se debe al gran número de personas expuestas directa o indirectamente en alguna instalación con este tipo de equipamiento, ya sea:

• por su labor, • por su condición de paciente, • bien como público.

Es por eso que en la formación profesional en Protección Radiológica, resulta de suma importancia poseer un conocimiento adecuado de todos los aspectos vinculados a la generación y uso de equipos de rayos X.

Generación de Rayos X

Los rayos X están constituidos por fotones de energías tales que, en su proceso de interacción con la materia producen efectos ionizantes (fotoeléctrico, Compton, formación de pares electrón-positrón).

Abarcan un rango de longitudes de onda, en gran parte coincidente con el de los fotones gamma de fuentes radiactivas de uso médico e industrial.

Para poder generar rayos X en forma convencional, es necesario contar con los siguientes elementos:

Tubo o ampolla de rayos X. Fuente de alta tensión. Circuito y/o sistema de control de emisión.

TUBO DE RAYOS X

Este elemento es el corazón del equipo generador de rayos X. Consiste de una ampolla donde se realizó alto vacío, del orden de 10-4 atmósferas, en cuyo interior pueden identificarse dos electrodos:

uno denominado cátodo (polaridad negativo), dentro o en proximidades de la cual se emplazan uno o más filamentos, y

otro denominado ánodo (polaridad positivo), que podrá ser fijo o giratorio.

Al polarizar los electrodos, se establece entre ellos un campo eléctrico, capaz



de acelerar los electrones de una nube formada por emisión termoiónica en las proximidades del filamento, cuando por él circula una corriente. En el ánodo se ha construido una zona o pista (región de producción de rayos X) de un material especialmente seleccionado por sus características físicas (wolframio o tungsteno, molibdeno o rhodio en diferentes aleaciones), que actúa como blanco de impacto de los electrones acelerados electrostáticamente.

En la Figura 1 se observa un esquema del tubo y sus elementos constitutivos:

Figura 1 - Tubo de rayos X moderno, de ánodo giratorio.El esquema muestra la relación entre el filamento y el blanco giratorio


En la Figura 2 se muestra:

• Un dispositivo del cátodo, en el cual pueden apreciarse las cúpulas enfocadoras y dos filamentos de tamaños distintos. Estos elementos están dispuestos de forma que se produzcan haces de electrones que se enfoquen hacia rectángulos estrechos, sobre el blanco. El filamento menor produce una corriente de electrones con un área transversal reducida y, por lo tanto, un foco más pequeño.

• La aplicación del principio de foco lineal y del ángulo del blanco (ánodo) con objeto de obtener un foco efectivo pequeño. Al observarlo en dirección del rayo central, el foco real aparece mucho más chico (foco efectivo).

Figura 2 - Dispositivo del cátodo y aplicacióndel principio de foco lineal y del ángulo del blanco

Fuente de Alta Tensión

A los fines de poder polarizar los electrodos constitutivos del tubo de rayos X es necesario un sistema que provea valores de diferencia de potencial que variarán entre 20 kV y 150 kV para equipos de radiodiagnóstico, y puede llegar hasta 400 kV para radioterapia convencional o radiografía industrial.

En todos los casos se utilizan transformadores elevadores de tensión, pero según las necesidades de cada aplicación variará, tanto la alimentación eléctrica (que podrá ser monofásica o trifásica o en algunos casos especiales un pack de baterías), como los procesos de rectificación de la corriente alterna de alta tensión, que según existan o no, y/o sean de mayor o menor complejidad, permitirán la obtención de equipos de muy variada condición de estabilidad y confiabilidad del valor de potencial seleccionado.



De acuerdo a la alimentación eléctrica, los generadores pueden clasificarse en:

• Autorrectificados.• Con rectificación de media onda.• Con rectificación de onda completa (monofásico o trifásico).• Polifásicos o multipulsados.• De alta frecuencia o potencial constante.

En la Figura 3 se muestra un circuito típico de rayos X.

Figura 3 - Circuito típico de un tubo de rayos X autorrectificado

Circuitos de Control de Emisión

La intensidad y calidad del haz de rayos X emitidos por un tubo dependerá fundamentalmente de:

• La diferencia de potencial entre ánodo y cátodo (kilovoltaje, kV) que fijará la energía máxima de los fotones.

• El producto de la corriente de tubo por el tiempo de exposición (mAs), y es ésta la carga neta que resulta proporcional al número de electrones que efectivamente chocarán contra el blanco del ánodo. De ellos dependerá el número de fotones producidos y la intensidad del haz.


Este tipo de dispositivos de control pueden ser de tecnologías muy diferentes, pero en todos los casos permiten al operador seleccionar libremente los dos parámetros fundamentales de la emisión, kV y mA, conforme sea el tipo de estudio y/o placa radiológica a efectuar, así como la constitución física del paciente.

En la Figura 4 se muestra la influencia del producto de la corriente por el tiempo (mAs) en la emisión de rayos X. Cuando los miliamperes disminuyen o aumentan, el número de electrones útiles para producir el haz de rayos X disminuye o aumenta en el mismo sentido, y en consecuencia la intensidad del haz.

Figura 4 - Efecto de los cambios de miliamperaje

Producción de Rayos X

Modelo de Etapas Múltiples Rayos X por Frenamiento

A los fines de describir el proceso de emisión de rayos X por frenamiento, supondremos el caso de un generador ideal que provea una diferencia de potencial entre ánodo y cátodo constante en el tiempo de 100 kV.

• Al polarizarse el filamento que se halla en proximidades del cátodo y establecerse en él una corriente de calentamiento, se forma, debido al alto vacío, una nube de electrones en derredor del filamento.

• Al cerrarse el circuito en el momento del disparo, se polariza el ánodo, y se establece un campo eléctrico entre ánodo (positivo) y cátodo (negativo), y debido



a este campo eléctrico todos los electrones de la nube serán acelerados hacia el ánodo, y adquirirán una energía cinética máxima 100 keV.

• Si bien todos los electrones acelerados adquieren la misma energía dependiendo ésta exclusivamente del potencial (kV) aplicado, en cada caso, procederán a frenarse e interactuar con los átomos del blanco entregando su energía de un modo diferente, siguiendo cada uno su propia trayectoria. Para el conjunto se puede considerar que del 100% de la energía entregada por los electrones al interactuar con blanco, el 99% en promedio se transforma en calor al frenarse los electrones y sólo el 1% se emite en forma de fotones de rayos X, de energías variables y en espectro continuo entre cero y el valor máximo de energía de aceleración.

Para estudiar la interacción de los electrones en el blanco del tubo de rayos X, seguiremos la historia de 3 electrones tipo:

• En el menos probable de los casos en el que el electrón se encuentra brusca e inmediatamente con un electrón orbital del blanco, y se produce una violenta desaceleración por repulsión electrostática; ésta motivará la inmediata entrega de su energía cinética con poco gasto de energía en frenamiento (aproximadamente 2 keV), y se transforma el resto en un fotón de rayos X de 98 keV.

• En mayor número de casos el proceso de frenado se produce en etapas antes de la colisión final, se gasta en las diferentes desviaciones aproximadamente el 50% de la energía cinética y se emiten fotones de 50 keV.

• Pero es mucho más frecuente todavía el caso de electrones que insumen en el proceso de frenado casi toda su energía cinética (por ejemplo un 97%), emitiendo fotones de rayos X de tan solo 3 keV.

Cabe aclarar que cada electrón tiene probabilidad de generar un fotón de una energía que podrá variar entre cero y el máximo de su energía cinética, conforme sea su trayectoria en el blanco.

Aquellos fotones de muy baja energía, menores a 5 keV, interaccionarán casi en un 95% con el vidrio del tubo, por efecto fotoeléctrico y por esta razón no pasarán a formar parte del haz útil.

Este vidrio y el aceite de aislamiento constituyen el primer filtrado del haz, denominado filtración propia o inherente del tubo, la cual resulta insuficiente para limitar los fotones de muy baja energía y de poco valor diagnóstico. Por esa razón se agregan filtros adicionales de aluminio después de la ventana del tubo, cuya función es atenuar aún más estos fotones denominados “blandos” y evitar que la piel del paciente sea el filtro. Este tema se profundizará más adelante.


RAYOS X CARACTERÍSTICOS

Durante el proceso de frenamiento, algunos electrones alcanzan la energía justa del salto de banda u orbital (normalmente para los niveles K, L, M) de átomos del blanco. Estos electrones orbitales se excitan y pasan al nivel energético inmediato superior y debido a la inestabilidad de los mismos, vuelven a su nivel original emitiendo esta diferencia de energía en forma de un fotón de un valor siempre igual y “característico” del material que constituye el blanco. En el caso del tungsteno o wolframio, se presentan picos de emisión de energías fijas comprendidas entre 60 y 65 keV que refuerzan el espectro continúo de emisión antes desarrollado y se pueden observar en la figura 5.

Figura 5

En el caso de los equipos dedicados especialmente a mamografía (Mamógrafos), donde el material del ánodo es el molibdeno o el rhodio, se presentan picos de emisión de fotones X por radiación con energías comprendidas entre 15 y 20 keV y una distribución como la que se observa en las figuras 6 y 7, y es útil reforzar estas bajas energías para poder visualizar la patología mamaria temprana

Figura 6 - Ánodo de tubo de rayos X mamográfico con doble pista de blancos



Figura 7

Emisión característica de una mamógrafo por sistema película-pantalla, con ánodo de molibdeno (Mo), comparada con la emisión de frenamiento de un tubo con ánodo de tungsteno (W)

Rendimiento de Exposición

Tal como ocurre en el uso de fuentes radiactivas selladas, resulta imprescindible a los fines de establecer riesgos relativos:

calcular dosis absorbidas y/o determinar medidas de protección radiológica, conocer los valores de tasa de exposición de un equipo generador de rayos X,

para un potencial (kV) dado y una carga (mAs) a una distancia de referencia.

Comparando fuentes con equipos de rayos X, podemos establecer algunas similitudes prácticas, a saber:

• Los factores de geometría de irradiación y corrección por distancia empleados en fuentes radiactivas, conservan el mismo criterio para equipos de rayos X.

• La constante específica de un material radiactivo que depende fundamentalmente de las características energéticas de su espectro de emisión, será reemplazada en el caso de equipos de rayos X, por familias de curvas de rendimiento; donde los parámetros energéticos estarán dados por el kV aplicado, la filtración total en mm de aluminio y el tipo de alimentación.

• La medida de la Actividad de una fuente es, en equipos de rayos X, reemplazada, a los fines de determinar la dosis, por la carga neta circulante en el tubo expresado en mA-seg.


En resumen, para poder conocer qué dosis produce a una distancia dada un equipo generador de rayos X, el procedimiento a seguir consiste en:

o conocer el valor de potencial aplicado kV, o la filtración total mm de aluminio y o con estos parámetros, ingresar en la familia de curvas de rendimiento que

corresponda al tipo de alimentación del equipo.

En el ejemplo de la Figura 8, con rectificación de onda completa, para un determinado valor de potencial en kilovolts (kV) y un cierto espesor de filtro de aluminio, se obtiene el valor de tasa de exposición por miliampere (mA) de corriente a una distancia de 75 cm del tubo.

Conocido este valor sólo queda multiplicarlo por la cantidad de mA- seg y se obtendrá la exposición a la distancia de referencia; luego debe corregirse este resultado por la distancia, y considerar que ésta influye cuadráticamente.

Figura 8

Corresponde aclarar que existen hoy día curvas de rendimiento con valores en abscisas expresados en mGy/mA-seg a una distancia de referencia de 75 cm ó 1 metro.

Seguridad Radiológica de las Instalaciones y Equipos

Los equipos de radiodiagnóstico médico, deben cumplir en el campo de la seguridad radiológica, con las normas y reglamentaciones específicas. No obstante



es conveniente resumir las principales recomendaciones internacionalmente aceptadas referidas a aspectos de seguridad radiológica de las instalaciones de radiodiagnóstico.

La sala de rayos X y el área para la consola de control deben:

• Poseer barreras físicas con blindaje suficiente, como para garantizar que se mantengan niveles de dosis tan bajos como sea razonablemente posible, sin superar los límites o restricciones dosis para exposición ocupacional y exposición del público.

• Disponer de señalización reglamentaria y de restricciones para el acceso.• Ser de acceso exclusivo para el paciente y para el personal del equipo médico,

necesario para la realización de los estudios y procedimientos radiológicos. Excepcionalmente se permite la participación de acompañantes.

En particular, la sala de rayos X deberá contar con blindaje de espesores adecuados en las paredes, piso, techo y puertas, compatibles con los límites de dosis vigentes y los factores de ocupación de los locales vecinos.

En el local de la consola de control, deben existir barreras estructurales de dimensiones y blindaje que proporcionen atenuación suficiente para garantizar la protección del operador. Dentro del área y en la posición de disparo, el operador deberá poder comunicarse eficazmente con el paciente y observarlo mediante un sistema electrónico (televisión) o un visor (ventanilla) apropiado que tenga, por lo menos, la misma atenuación calculada para la estructura. En caso de utilizarse un sistema de observación electrónico, se deberá prever la existencia de un sistema de reserva o sistema alternativo para casos de falla electrónica.

En caso de que la consola de control esté dentro de la sala de rayos X, se puede utilizar un biombo (mampara) fijado permanentemente al piso con una altura mínima de 210 cm.

La consola de control deberá estar ubicada de manera que durante las exposiciones ninguna persona pueda entrar a la sala sin ser visto por el operador.

La sala de rayos X debe tener señalización visible en la parte exterior de las puertas de acceso, e incorporar el símbolo de radiación ionizante y leyendas que indiquen “rayos X” y la prohibición de que ingresen personas no autorizadas.

Una señalización sobre la parte externa de la puerta de acceso (luz roja), deberá ser accionada durante los estudios y procedimientos radiológicos, indicando que el generador está encendido y que hay exposición. Alternativamente puede adoptarse un sistema de accionamiento automático de señalización luminosa conectado directamente al mecanismo de disparo de rayos X, para fluoroscopía y tomografía computada.


Conforme lo establecen las Normas básicas de seguridad radiosanitaria, la autoridad de Salud Pública inspeccionará periódicamente las instalaciones de rayos X, previamente habilitadas a fin de verificar:

• Las condiciones de seguridad de las instalaciones, por medio de la evaluación de los niveles de exposición en los lugares que puedan ser ocupados por el personal o el público; estos niveles deberán ser tales que aseguren el cumplimiento de los límites de dosis establecidos.

• La seguridad de los métodos de trabajo.• El empleo de los medios de protección adecuados.

Exposición Ocupacional

Las instalaciones que utilicen equipos de radiodiagnóstico, deberán contar con un programa de protección radiológica que, basándose en los criterios de justificación de la práctica, optimización de la protección y limitación de dosis, tenga en cuenta, al menos, los siguientes aspectos:

1- Clasificación del área de trabajo

Todas las salas de rayos X, donde se realizan los estudios y procedimientos, deberán ser consideradas como zona controlada. Se puede considerar como zona supervisada o controlada, aquélla que se ubica detrás de la consola de control, siempre y cuando ésta se encuentre fuera de la sala de rayos X.

2- Dosimetría personal

Los trabajadores de la zona controlada y todo personal que participe en los estudios y procedimientos radiológicos, deben tener un control dosimétrico personal obligatorio.

El dosímetro personal deberá ser utilizado por el trabajador durante el desempeño de sus tareas en la instalación, sin poder retirarlo de la misma.

3- Dispositivos de protección radiológica

La sala de rayos X debe contar con elementos de protección radiológica necesarios para los estudios previstos en la misma.

En los servicios con unidades de fluoroscopia, se deberá contar con un mandil plomado, un par de guantes plomados y un protector de tiroides por cada sala, como mínimo.

En los casos de unidades de hemodinamia y procedimientos intervencionistas, se deberá contar con una vestimenta plomada, anteojos plomados, protector de



tiroides, por cada persona que participe en el procedimiento, o con cortina plomada transparente (pantalla de protección suspendida) como sustitución a los dos últimos dispositivos. Los espesores mínimos de los dispositivos de protección personal son:

• 0,25 mm equivalentes en plomo para radiación dispersa.• 0,50 mm equivalentes en plomo para haz primario o radiación dispersa en

procedimientos especiales.

4- Calibración de instrumentos

El correcto funcionamiento de los equipos para medición de dosis y tasa de dosis deberá ser verificado periódicamente. Los instrumentos de medición deberán calibrarse regularmente en un laboratorio de calibración dosimétrica.

Exámenes Específicos: Aspectos de Radioprotección

En esta sección se tratan aspectos de protección radiológica referidos a estudios radioscópicos, pediátricos, mamográficos, dentales, a exámenes con equipos móviles y a exámenes durante el embarazo.

Los aspectos técnicos a cumplir por los equipos correspondientes pueden ser consultados en la normativa general.

1-Radioscopia

La radioscopía deberá utilizarse fundamentalmente para estudiar los fenómenos dinámicos más que para evaluar los detalles anatómicos; por lo tanto, deberá Ilevarse a cabo sólo si la información requerida no se puede obtener tan sólo por medio de una radiografía. El promedio de dosis absorbida en aire (en la zona de entrada en la piel del paciente) no deberá exceder 50 mGy/min y deberá ser, en general, mucho menor que dicho valor.

La radioscopía directa implica para el paciente dosis mucho más altas que las derivadas de la radioscopía con intensificación de imagen, y produce imágenes de menor calidad. El uso de la radioscopía directa deberá, por ende, desalentarse; no obstante, si no se puede evitar su uso, el logro de una adaptación completa a la oscuridad y el uso de las pantallas fluorescentes más sensibles, producirán resultados aceptables con promedios de dosis absorbidas en aire (en la zona de entrada en la superficie del paciente) en el rango de 10 a 50 mGy/min. Con un intensificador de imagen, que funcione adecuadamente, estos promedios de dosis absorbidas pueden reducirse hasta aproximadamente la tercera parte de las derivadas de la radioscopía directa.

La radioscopía directa para exámenes de tórax deberá ser reemplazada por la


radiografía toda vez que sea posible, puesto que la dosis en el paciente debida a la radiografía puede llegar a ser tanto como 100 veces menor que la derivada de la radioscopía directa, a la vez que permite obtener un registro permanente del estudio.

La fotorradioscopía (abreugrafía) ha sido ampliamente utilizada para exámenes con rayos X de tórax, en estudios realizados a la población para la detección de tuberculosis, pero la dosis en el paciente puede ser hasta 10 veces más alta que la debida a una radiografía convencional. Los equipos de abreugrafía deben desactivarse y sustituirse por otro tipo de equipamiento.

2- Exámenes con equipos móviles de rayos X

La dificultad principal para realizar radiografías con un equipo móvil de rayos X, es la incertidumbre en cuanto a las posiciones relativas del tubo y la película radiográfica, particularmente cuando se emplea una rejilla antidifusora. Esto puede conducir a la necesidad de repetir radiografías, con la irradiación adicional resultante del paciente.

No deberá utilizarse la así denominada “radioscopia manual” o “radioscopía de cabecera”. La radioscopía no deberá llevarse a cabo con un equipo móvil, a menos que se emplee un intensificador de imagen. Aún así, la radioscopía puede ocasionar dosis excesivamente altas al paciente.

Solamente se permitirá la realización de estudios radiológicos con equipos móviles o portátiles en camas de la instalación médica o domicilio cuando sea difícil o inaceptable desde el punto de vista médico, transferir al paciente a una instalación con equipo fijo.

3- Radiología pediátrica

Es posible hacer un ahorro importante en la dosis recibida por el paciente pediátrico, si se dispone de un técnico radiólogo capacitado especialmente en métodos pediátricos. En cualquier institución que realice un número importante de exámenes radiológicos pediátricos, deberá haber por lo menos un técnico radiólogo asignado a la radiografía en niños.

4- Mamografía

La dosis absorbida en el tejido mamario durante la mamografía deberá ser tan baja como, sea razonablemente posible, sin sacrificar la información de diagnóstico necesaria. Actualmente, las técnicas preferidas para realizar mamografías, utilizan:

• blanco y filtro de molibdeno -con pantalla intensificadora de tierras raras y la película radiográfica pertinente- o,

• blanco de tungsteno y filtro de aluminio con una placa xerográfica.



La mamografía deberá Ilevarse a cabo con un equipo de rayos X diseñado especialmente. Bajo ninguna circunstancia la filtración total permanente, deberá ser menor que:

• 0,03 mm de molibdeno para mamografía de película-pantalla o,• 0,5 mm de aluminio para xeromamografía.

5- Exámenes dentales

La mayoría de las recomendaciones concernientes a otros exámenes de diagnóstico radiológico son aplicables a la radiografía dental y deberán ser aplicadas a ella. En particular, el uso de películas radiográficas de alta velocidad y filtración apropiada, garantizará que la dosis absorbida en la piel en el punto de entrada del haz se mantenga a un nivel mínimo.

6- Exámenes con rayos X durante el embarazo

Debido al riesgo de irradiación durante el período embrionario, la posibilidad de embarazo es uno de los factores que deben ser considerados cuando se decide realizar un examen radiológico que incluya el bajo abdomen en una mujer en condiciones de gestar.

Durante los primeros 10 días siguientes al comienzo de un período menstrual, no existe ningún riesgo de irradiación fetal, ya que no existe concepción. La irradiación en útero durante el resto del primer mes siguiente al de la menstruación (es decir, durante aproximadamente las primeras dos semanas luego de la concepción), genera un riesgo.

Sin embargo, en los exámenes con rayos X se deberá prestar atención a los factores que permitan reducir al mínimo la dosis que pudiera estar presente en el embrión; se sepa o no que la mujer está embarazada.

La irradiación de la paciente embarazada, en un momento en que el embarazo no ha sido aún advertido, produce a menudo ansiedad acerca de los posibles efectos de dicha irradiación en el feto, aún cuando las dosis absorbidas sean, por lo general, pequeñas. Tal preocupación puede incluso llevar a inducir la interrupción del embarazo; no obstante, sobre la base del incremento de riesgo relativo, la irradiación fetal derivada de un procedimiento de diagnóstico raramente justifica la terminación de un embarazo. Cuando surge tal preocupación, un experto calificado deberá estimar la dosis absorbida y el riesgo asociado para el feto. Con el informe de dicho experto, formulado en forma responsable, la paciente deberá estar entonces en posición de tomar una decisión en cuanto a la continuidad del embarazo.

7- Exámenes con rayos X en mujeres con capacidad para gestar

Es prudente suponer, que cualquier mujer que se presente para una radiografía en


un momento en que tenga un retraso de su período menstrual o una falta evidente del mismo está embarazada, a menos que exista información que indique lo contrario.

Para reducir al mínimo la frecuencia de irradiación involuntaria del feto, se recomienda que se coloquen anuncios de prevención en lugares adecuados dentro de las secciones de diagnóstico con rayos X y en otras áreas donde se usen equipos para el diagnóstico con rayos X, excepto en radiología odontológica. Por ejemplo:

SI EXISTE LA POSIBILIDAD DE QUE USTED ESTÉ EMBARAZADA, NOTIFIQUE AL MÉDICO O AL RADIÓLOGO ANTES DE SU EXAMEN CON RAYOS X

8- Radiografía obstétrica

En muchos casos, en particular durante la evaluación de la maduración fetal y localización placentaria, son preferibles los exámenes ultrasónicos a los que emplean rayos X. En efecto, los exámenes ultrasónicos no utilizan radiación ionizante y son confiables. Cuando se dispone del equipamiento, el uso de ultrasonido reduce en gran parte la necesidad del examen con rayos X del útero grávido.

Si bien la pelvimetría radiográfica resulta algunas veces de gran valor, deberá intentarse sólo en la rara ocasión en que realmente sea así, y no deberá llevarse a cabo en forma rutinaria. En particular, la proyección superoinferior de la cavidad pélvica, no deberá utilizarse; debido a las dosis recibidas por el feto injustificablemente altas.

Otros exámenes con rayos X durante el embarazo

Cuando las mujeres embarazadas deben someterse a otros exámenes radiológicos, en donde el haz de rayos X irradie al feto en forma directa, se debe poner especial cuidado en verificar que el examen sea realmente necesario en ese momento y no pueda posponerse hasta después del parto. Algunas veces, el riesgo derivado de la irradiación al feto es menor que el resultante de no realizar un diagnóstico apropiado; por ende, el examen radiológico deberá efectuarse cuando las indicaciones médicas lo prescriban. En tales casos, deberá tenerse mayor cuidado que el usual en reducir al mínimo:

• el tiempo de irradiación ,• el número de radiografías y • la dosis absorbida por el feto en cada irradiación.

No obstante, no deberán efectuarse alteraciones de la técnica radiográfica que ocasionen una reducción en el valor del diagnóstico.

Las radiografías de zonas del cuerpo de la futura madre, alejadas del feto -tales corno el tórax, cráneo o extremidades-, pueden realizarse en forma segura en cualquier momento durante el embarazo, siempre que se limite adecuadamente el campo de rayos X.



EXPOSICIÓN MÉDICA

1- Cómo evitar dosis innecesarias

La protección radiológica en la medicina, ha sido materia de interés desde el comienzo del siglo XX. El grado de seguridad ahora es alto, y un examen radiológico -recomendado sobre la base del informe clínico de un médico calificado-, generalmente brinda al paciente un beneficio que tiene un valor mayor que el riesgo inevitable de la irradiación.

No obstante, no deberán existir excusas para llevar a cabo exámenes con dosis innecesariamente altas. El principio de que todas las dosis se mantengan “tan bajas como, sea razonablemente posible, teniendo en cuenta los factores económicos y sociales” deberá ser aplicado siempre. Deberá tenerse especial cuidado, en la aplicación de este principio, a fin de que no exista pérdida de la información clínica necesaria.

Una atención cuidadosa en la realización de los exámenes radiológicos resultará, en muchos casos, en una reducción considerable de la dosis debida a radiación x, sin perjuicio de su valor para el diagnóstico. Es particularmente importante:

• Reducir las dosis absorbidas recibidas por los tejidos en la región del cuerpo examinado, al mínimo compatible con la obtención de la información necesaria para el paciente.

• Limitar, en la medida de lo posible, la irradiación a otras partes del cuerpo.• Evitar la repetición de irradiaciones innecesarias.

La cantidad de radiación incidente en un paciente que se necesita para generar una imagen útil para el diagnóstico, depende de muchos factores técnicos y físicos. Los factores conducentes a la reducción de las dosis, incluyen la eliminación de la radiación que no contribuye a la formación de la imagen útil para el diagnóstico y la elección correcta de un receptor de imagen que responda a los requerimientos de diagnóstico para cada caso específico. No obstante, existe un límite debajo del cual la radiación incidente sobre el receptor de imagen, no contiene información suficiente para tener valor diagnóstico.

Técnicas Generales

1- Tamaño del campo de radiación

Entre los medios técnicos más importantes para limitar la irradiación innecesaria del paciente, se encuentra el empleo de un campo de radiación tan pequeño como sea practicable y, a la vez, posicionar dicho campo correctamente sobre el paciente.

La reducción del campo al tamaño mínimo practicable, resulta siempre beneficiosa


para el paciente. En efecto, esta disminución reduce el total de la energía entregada al paciente y, por lo tanto, la masa de piel y de tejidos internos irradiada. También reduce la cantidad de radiación dispersa que alcanza al receptor de imagen, y mejora así la calidad de la imagen.

En muchas proyecciones radiográficas, las gónadas (en especial, los testículos), pueden ser mantenidas fuera del campo de radiación; esto puede lograrse centrando y ajustando cuidadosamente dicho haz, de manera de irradiar sólo el área de interés. Cuando los testículos están ubicados sólo a unos pocos centímetros fuera del borde del haz, la dosis absorbida en los mismos pueden ser un décimo o menos, que cuando quedan dentro del haz.

Existen dispositivos que reducen automáticamente el haz de rayos X al tamaño del chasis de la placa radiográfica usada. Cuando este tipo de dispositivo automático, se utiliza para examinar áreas más pequeñas que la película radiográfica más pequeña disponible, la limitación del haz deberá ajustarse de modo que sólo sea irradiada el área de interés.

En particular, las zonas del cuerpo examinadas en los bebés son frecuentemente más pequeñas que las películas radiográficas disponibles. La limitación del haz debería emplearse para ajustar su tamaño al área de interés, y no al tamaño de película radiográfica o al cuerpo del bebé en su totalidad.

2- Protección de determinados órganos

Las gónadas deberán ser protegidas, cuando deban necesariamente ser expuestas directamente al haz o dentro de los 5 cm de éste; a menos que tal protección excluya o degrade información importante para el diagnóstico. El uso de blindajes para las gónadas puede reducir la dosis absorbida en los testículos hasta en un 95%; mientras que la reducción de la dosis absorbida en los ovarios -en aquellos casos donde el blindaje es clínicamente aceptable- puede ser aproximadamente el 50%.

Los ojos deberán estar protegidos cuando se realizan exámenes radiológicos que impliquen altas dosis absorbidas en los mismos, tales corno la tomografía del peñasco, siempre que dicha protección no excluya o degrade información importante para el diagnóstico. Esto resulta de especial importancia si se requieren múltiples exámenes. La dosis absorbida en los ojos puede reducirse de un 50 al 75% mediante el blindaje de los mismos. Debe considerarse que en los exámenes radiológicos en la zona de la cabeza , el uso de la proyección postero-anterior (es decir en dirección desde detrás de la cabeza hacia delante) es preferente a la proyección antero-posterior (con dirección desde delante hacia atrás) reduce la dosis absorbida en los ojos en un orden del 95%, ya que la primera posición gran parte de la radiación es absorbida por tejidos diferentes a los ojos como músculos y huesos de la cabeza, mientras que la posición antero-posterior es la menos indicada dado que los ojos reciben toda la radiación, y por ende las dosis absorbidas son muy altas.



En los órganos más radiosensibles, tales como gónadas, cristalino y tiroides, deberán colocarse blindajes adecuados de por lo menos 0,5 mm equivalente en plomo, cuando necesariamente estuvieran en el haz primario de radiación o a una distancia de hasta 5 cm de éste, excepto cuando excluya o afecte informaciones diagnósticas importantes.

Para los equipos dentales de rayos X cuyo dispositivo de limitación del haz funcione adecuadamente, el uso de delantales de protección que cubran las gónadas es de un valor relativamente pequeño, particularmente si el haz está dirigido fuera de las gónadas.

3- Distancia desde el punto focal a la piel o al receptor de imagen

En un medio no absorbente, la intensidad de la radiación producida por una fuente puntual, varía inversamente con el cuadrado de la distancia a la fuente. Por lo tanto, cuando la distancia del punto focal a la piel (o la distancia correspondiente del punto focal al receptor de imagen) disminuye, y el tamaño del haz y la intensidad de la radiación en el plano del receptor de imagen se mantienen constantes; la intensidad de la radiación sobre la superficie de la piel del paciente por donde el haz entra en el cuerpo, se eleva fuertemente.

En la radiografía y la radioscopía con equipos móviles, la distancia del punto focal a la piel no debería ser menor de 30 cm; en la radiografía y radioscopía con equipos fijos, la distancia del punto focal a la piel no deberá ser menor de 45 cm.

Para distancias desde el punto focal al receptor de imágenes menores de 100 cm, la calidad de la información diagnóstica es menor cuando, las distancias del punto focal al receptor de imagen son más cortas. Por lo tanto, distancias grandes del punto focal al receptor de imagen tienen ventajas clínicas.

La fotorradioscopía y la radiografía del tórax deberían realizarse con una distancia desde el punto focal al receptor de imagen de por lo menos 120 cm.

4- Filtración total del haz de rayos X

Un filtro ubicado en el haz de rayos, atenúa preferencialmente los componentes indeseables de dicho haz; de otro, modo, estos componentes -que son los de menor energía- serían absorbidos en su mayor parte por el paciente y agregarían muy poco a la información diagnóstica sobre el receptor de imagen. El uso de un filtro de espesor adecuado, da lugar a un haz de radiación más penetrante y, por lo tanto, implica una dosis absorbida menor en la región de la piel del paciente por donde ingresa el haz de rayos X.

La filtración total del haz para el diagnóstico radiológico convencional deberá ser equivalente a no menos de 2,5 mm de aluminio, de los cuales 1,5 mm deberán ser permanentes.


Para equipos dentales convencionales, con valores de tensión que no excedan los 70 kV, la filtración permanente total en el haz de rayos X deberá ser equivalente a no menos de 1,5 mm de aluminio. Para tensiones mayores, la filtración total deberá, ser equivalente a no menos de 2,5 mm de aluminio, de la cual 1,5 mm deberá ser permanente.

La calidad de la radiación de un haz de rayos X se expresa por medio de diferentes parámetros, uno de los cuales es el semiespesor en milímetros de aluminio. Existen tablas de la calidad de la radiación, en función de la filtración total y de la tensión del tubo para los equipos empleados en diagnóstico. Si se desconoce la cantidad de filtración total en el haz, deberá medirse el valor del semiespesor del haz de rayos X. Se puede determinar, entonces, la filtración total para una tensión en particular.

5- Materiales de fibra de carbono

El uso de materiales de fibra de carbono, en la camilla donde es apoyado el paciente, en pelvimetría radiográfica -en lugar de materiales convencionales- permite la transmisión de una proporción mayor del haz de rayos X.

Por el uso de tales materiales, la reducción total de la dosis absorbida por la piel del paciente -en la región que enfrenta el tubo- se encuentra en un rango de aproximadamente 30% a 50%. Si no se cambia la tensión del tubo, las reducciones de los porcentajes en la dosis absorbida en tejidos más profundos, del cuerpo será similar.

6- Control de la irradiación y registro del tiempo de irradiación

Los interruptores que operan todo equipo, deberán construirse de modo tal que la irradiación pueda ser finalizada manualmente en cualquier momento, y no será posible repetir irradiaciones sin la liberación del interruptor de control, excepto en el caso de técnicas especiales donde se requieran irradiaciones múltiples.

Al realizar una radioscopía, el operador debe conocer el tiempo de irradiación. A tal efecto, el equipo deberá incluir con un cronómetro de integración, que termine la irradiación cuando transcurre el tiempo preestablecido. El equipo deberá contar también con una alarma que, antes de la finalización de la irradiación, dé una señal sonora de aviso durante un período de tiempo adecuado. El cronómetro también deberá estar preparado para su puesta a cero si fuese necesario; además, no deberá ser posible eliminarlo. Los interruptores que accionen equipos radioscópicos deberán ser del tipo de resorte a presión -tanto si se los opera con la mano o con el pie- y deberán estar protegidos para que no puedan ser accionados en forma accidental.

El registro del tiempo de irradiación en radioscopia, es útil para recordar a los operadores que deben mantener el tiempo de radioscopía al mínimo.



7- Pantallas intensificadoras y películas radiográficas

Las pantallas intensificadoras fabricadas con materiales fluorescentes altamente eficientes –tales como tierras raras, bario y tantalio-, requieren una irradiación menor que las pantallas convencionales para producir radiografías con una calidad de imagen similar. La decisión respecto a qué combinación de pantalla-película se debe utilizar, implica por lo general lograr un compromiso entre la reducción de la dosis y el aumento de la información para el diagnóstico; teniendo en cuenta también el costo. Este balance será diferente en diversos exámenes con rayos X y para distintas instituciones.

Las películas radiográficas sin pantalla no deberán ser usadas en diagnóstico radiológico, debido a que necesitan dosis relativamente altas y no están preparadas para producir imágenes de alto contraste.

8- Procesamiento de la película radiográfica

Es preciso contar con técnicas correctas de procesamiento de películas, para obtener radiografías de óptimo valor para el diagnóstico con una dosis de radiación mínima al paciente. El procesamiento incorrecto puede ser causa de rechazo de radiografías y, por ende, dar lugar a repeticiones de la irradiación que podrían ser evitadas.

Por otra parte, las técnicas inadecuadas de procesamiento pueden fácilmente duplicar la dosis requerida para producir una radiografía satisfactoria.

En el procesamiento manual, deben seleccionarse el revelador y fijador correctos para el tipo de película radiográfica a ser utilizada.

Son elementos esenciales para el revelado de buena calidad de una película radiográfica:

• las temperaturas de procesamiento correctas, • el tiempo de revelado y • la reposición de los reactivos químicos.

En el procesamiento automático, es particularmente importante el control de calidad, el cual deberá realizarse diariamente a través del uso de tiras de película, expuestas en un densitómetro poco antes de su procesamiento. Deberá evaluarse la densidad y contraste de las tiras de película en forma cuantitativa; si la densidad o el contraste están fuera de los límites establecidos, deberá realizarse una acción correctora antes del procesamiento de las radiografías.

En general, es conveniente que los técnicos radiólogos observen todas sus radiografías inmediatamente después de su procesamiento, de modo de poder detectar y corregir cualquier error de técnica, equipo o procesamiento.


9- Reducción del número de irradiaciones repetidas

La decisión de repetir una irradiación, deberá basarse en la posibilidad de que la nueva radiografía aporte información adicional que no se encontraba disponible en la radiografía anterior, y no por razones puramente estéticas. Según varias encuestas publicadas, se repite innecesariamente del 3 al 15% de las radiografías. Las causas principales de las repeticiones, identificadas en la mayoría de estos estudios, fueron los errores cometidos en el posicionado del paciente o, que las radiografías eran demasiado oscuras o demasiado claras.

Toda repetición de exposiciones debería ser anotada en el registro del estudio del paciente y supervisada por el Responsable del Servicio. Se recomienda firmemente el uso de una lista de referencia de los factores técnicos (es decir, kVp y mA a utilizar, según el tamaño del paciente), como una ayuda para la irradiación adecuada. El control automático de la irradiación es una alternativa valiosa, siempre que los detectores de radiación sean elegidos y mantenidos en forma apropiada, y que el paciente esté ubicado correctamente durante cada examen radiográfico.

10- Garantía de calidad

El objetivo de los programas de garantía de calidad para diagnóstico radiológico, consiste en implementar procedimientos para el monitoreo, periódico o continuo, del comportamiento de las instalaciones radiológicas, a fin de obtener una información óptima para el diagnóstico, a un costo mínimo y con dosis mínimas a los pacientes.

Todas las instalaciones radiológicas deberán establecer programas de garantía de calidad, cuya estructura y alcance estén determinados por las necesidades y complejidades de cada instalación.

Las pruebas de aceptación de equipos nuevos o usados de rayos X recientemente instalados aseguran que los mismos satisfacen las especificaciones de rendimiento de los fabricantes, y cumplen con las especificaciones de compra del usuario y con los estándares fijados por las autoridades de Salud Pública.

11- Niveles de dosis referencia un nivel mas alto

El Organismo Internacional de Energía Atómica, en sus normas básicas de seguridad para la protección contra la radiación ionizante y para la seguridad de las fuentes de radiación, “Colección de Seguridad Nº 115 (1997)”; ha establecido niveles orientativos de dosis, tasa de dosis y actividad aplicables a la exposición médica.

En particular, para el radiodiagnóstico médico, ha recomendado niveles orientativos de las dosis de entrada en la superficie del cuerpo en diferentes procedimientos de diagnóstico radiológico, los cuales se presentan en las Tablas 1, 2, 3 y 4.



Tabla 1 - Niveles orientativos de dosis aplicablesen radiografía diagnóstica a un paciente adulto medio

Examen Dosis de entrada en la superficie por radiografía* (mGy)

Columna vertebral lumbar APLATASL

103040

Abdomen, urografía y colosistografía intravenosas AP 10Pelvis AP 10Articulación de la cadera AP 10Tórax AP

LAT0,41,5

Columna vertebral torácica APLAI

720

Dental PeriapicalAP

75

Cráneo PALAT

53

* En aire, con retrodisperción. estos valores son aplicables a una combinación placa-pantalla convencional con una sensibilidad relativa de 200. Para las combinaciones placa-pantalla de alta sensibilidad (400-600), los valores deberían dividirse por un factor de 2 a 3.

Tabla 2 - Niveles orientativos de dosis aplicablesen tomografía computarizada a un paciente adulto medio

Examen Dosis promedio en cortes múltiples* (mGy)Cabeza 50Columna vertebral lumbar 35Abdomen 25

* Derivada de mediciones efectuadas en el eje de rotación en maniquíes de agua, de 15 cm de longitud y 16 cm de diámetro (cabeza), y 30 cm de diámetro (columna vertebral y abdomen)

Tabla 3 - Niveles orientativos de dosis aplicablesen mamografía a una paciente adulta media

Dosis promedio a la mama por proyección craneocaudal*

1 mGy (sin rejilla)3 mGy (con rejilla)

* Determinada en una mama de 4,5 cm compuesta por 50% de tejido glandular


y 50% de tejido adiposo, para sistemas placa-pantalla y aparatos dedicados exclusivamente a mamografía, con blanco y filtro de molibdeno.

Tabla 4 - Niveles orientativos de dosis aplicablesen fluoroscopía a un paciente adulto medio

Modo de funcionamiento Tasa de dosis de entrada en superficiea (mGy/min)Normal 25

Alto nivelb 100

a En aire, con retrodispersiónb Para los fluroscopios provistos de un modo de funcionamiento optativo de “alto nivel”, tales como los que se suelen utilizar en radiología de intervención.



Ejercicios

Actividad de integración

En plataforma se publicará una encuesta e investigación que deberá ser realizada según lo indique el tutor


Glosario

Rayos X.Tubo o ampolla de rayos X, Fuente de alta tensión, Circuito y/o sistema de control de emisión.Cátodo y ánodo.Radiodiagnóstico, Radioterapia convencional o industrial.Transformadores elevadores de tensión.Circuitos de control de emisión.Modelo de etapas múltiples rayos x por frenamiento.Mamografía. Xeromamografía.Radioscopía. Radioscopia con intensificación de imágenes y directa. Manual o de cabecera. Fotorradioscopía.La fotorradioscopía (abreugrafía).Pelvimetría radiográfica.Interruptores.Cronómetro de integración.Pantallas intensificadoras.Revelador y fijador.Mandil



Instrumentos Legales Citados en esta Unidad

“Colección de Seguridad Nº 115 (1997)”Normas básicas de seguridad radiosanitaria


Organismo Internacional de Energía Atómica.Ministerio de Bienestar Social, Secretaría de Estado de Salud Pública.


Unidad


AplicacionesIndustriales de las Radiaciones




Reconocer las principales operaciones realizadas con radiaciones en el ámbito industrial.

Describir las principales prácticas de los diferentes equipos.

Analizar la seguridad radiológica de esas prácticas en condiciones normales y situaciones anormales.

Identificar fuentes.

Reconocer las principales recomendaciones de normas nacionales e internacionales.


Introducción

El uso de fuentes de radiación en aplicaciones industriales es una práctica usual en todo el mundo. Los usos industriales cubren una gama muy amplia de aplicaciones, entre las que se pueden mencionar:

la medición de parámetros de procesos, la radiografía industrial y la irradiación de productos o materiales.

En la publicación del OIEA Safety Series Nº 102, se presenta un resumen de los usos más comunes de las fuentes de radiación en la industria, en medicina, y en investigación y docencia; mientras que en otras publicaciones del mismo Organismo Internacional, se encuentran descripciones específicas de los usos en radiografía industrial y en irradiadores industriales.

El análisis de los accidentes o incidentes acontecidos con fuentes radiactivas en desuso, robadas o simplemente descartadas inapropiadamente, enseña que se debe prestar especial atención al tema de la seguridad convencional de las fuentes radiactivas.

Para ello se deben implementar medidas de vigilancia, especialmente sobre las fuentes en desuso, y se deben prever las medidas y los elementos necesarios, para recuperar el control de las mismas en los casos en que así se desee.

En esta unidad se describirán algunas de las prácticas y se analizarán los riesgos radiológicos de este tipo de instalaciones, tanto en operación normal como en condiciones anormales:

• Fuentes radiactivas encapsuladas en medidores industriales.• Trazadores radiactivos en pozos petrolíferos.• Fuentes radiactivas encapsuladas en perfiles de pozos petrolíferos.• Fuentes radiactivas encapsuladas en gammagrafía industrial.• Fuentes de radiación en irradiadores industriales.

Equipos e Instalaciones: Aspectos de Protección Radiológica

Medidores Industriales DESCRIPCIÓN DE LA PRÁCTICA

En la mayoría de las configuraciones de medición que se encuentran en la industria, se mide la intensidad del haz de radiación transmitido o dispersado por el medio material que se intenta estudiar.



La medición de diferentes parámetros (nivel, espesor, densidad, humedad, etc.) de procesos industriales, en una planta donde se procesan materiales sólidos, líquidos, o en forma de pellets, se basa en la medición de la intensidad de radiación dispersada o transmitida por los referidos materiales.

Pellet es un término genérico usado para definir pequeñas particulas o granos, generados por compresión.

La radiación es emitida por una fuente radiactiva encapsulada γ, β o de neutrones, que forma parte del sistema de medición. Por ejemplo, en el caso de medición de radiación transmitida, la intensidad del campo de radiación sobre el detector, depende tanto de la densidad superficial del material interpuesto en la dirección del haz, que incluyen las paredes de cualquier recipiente que contenga al material.

Densidad Superficial es el producto de la densidad ρ del material por el espesor x del mismo.

En los medidores de nivel, por ejemplo, si la densidad superficial es elevada, se utilizan típicamente fuentes γ de Cobalto 60 (Co60) o de Cesio137 (Cs137), en caso contrario se utilizan fuentes β de Estroncio 90 (Sr90), o Kriptón 85 (Kr85).

Los períodos de semidesintegración de dichos radioisótopos, aseguran que no sea necesario cambiar frecuentemente las fuentes, lo que resulta apropiado para estas instalaciones industriales.

Usualmente, la electrónica de detección y control del equipo debe ser modernizada mucho antes de que sea necesario el cambio de la fuente.

Las configuraciones de fuente y detector dependen en cada caso, de las características del proceso a medir y del lugar donde se instala el equipo. Por ejemplo, los medidores de nivel, de caudal másico, de densidad, y de espesor, suelen estar instalados en forma fija como parte del proceso.

Ellos miden la transmisión de radiación a través del producto, y poseen la fuente (gamma o beta) y el detector, instalados en lados opuestos del producto a medir. En cambio, los medidores de humedad miden radiación de neutrones, la cual una vez que es dispersada y termalizada por el producto, es medida por un detector colocado del mismo lado que la fuente radiactiva.

Los medidores de densidad y humedad de suelos, son de uso muy común y configuran un caso aparte por ser equipos portátiles. Las fuentes de radiación gamma y de neutrones, y los propios detectores están instalados en la base del equipo, y miden por retrodispersión producida por el suelo. Estos equipos suelen brindar la posibilidad de extraer la fuente del mismo; mediante un aplicador la fuente puede ser introducida unos centímetros en el suelo dentro de un agujero previamente perforado; en esta última configuración los detectores miden la interacción de la radiación con el suelo,


en una zona de mayor profundidad que en la configuración de retrodispersión, en la que interviene solamente la capa más superficial del suelo.

El cabezal del equipo puede estar fijado a la pared del recipiente, o puede estar separado del mismo si las paredes están a altas temperaturas o si hay vibraciones del recipiente que pudieran afectar la integridad del blindaje o la contención de la fuente radiactiva. En algunos casos el equipo puede estar montado a la intemperie o puede estar sujeto a condiciones ambientales agresivas, tanto para el propio cabezal como para los tornillos de sujeción a la pared del recipiente.

SEGURIDAD RADIOLÓGICA DE LA PRÁCTICA

1- Operación normal

Las dosis efectivas anuales estimadas en los lugares de trabajo en operación normal, generalmente resultan inferiores a las dosis recibidas por la exposición al fondo natural de radiación.

Efectivamente, los equipos fijos suelen estar ubicados en zonas de muy bajo factor de tránsito u ocupación, y las tareas que implican el acceso al interior de recipientes y que podrían ser la causa de una exposición al haz de radiación del cabezal, son esporádicas y suelen ser de corta duración.

Las tasas de dosis equivalente ambiental en los lugares de trabajo son a lo sumo del orden de la decena de μSv/h en las operaciones normales. Similares consideraciones caben para el uso de los equipos medidores portátiles de humedad.

2- Situaciones anormales

2- a- Exposiciones al haz de radiación sin blindajes interpuestos

Durante la operación normal de estos equipos, alguna persona puede exponerse accidentalmente al haz de radiación, sea por errores en los procedimientos de trabajo como por defectos en la instalación de los equipos.

Ingreso indebido de personas al interior de un silo, gran recipiente, etc., utilizado para almacenamiento de material, en contacto con cuya pared exterior está fijado un cabezal medidor con una fuente radiactiva (error de procedimiento de trabajo).

Es un caso típico de trabajos de mantenimiento. La pared del recipiente es equivalente a un hemiespesor de atenuación; el órgano más cercano a la fuente, es la mano del operario a unos 20 cm de distancia de aquella; mientras que el resto del cuerpo estará en promedio aproximadamente a 1 metro de la misma. La tasa de dosis equivalente ambiental resultante en contacto con el interior de la pared del recipiente, es del orden de 1 mSv/h, por lo que se puede estimar que:



• La dosis equivalente en manos será de 1 mSv durante una operación típica de 1 hora.

• La dosis efectiva en el mismo lapso llegará a lo sumo a 0,1 mSv.

Si se supone que la persona ingresa al silo o gran recipiente una vez por mes, las dosis anuales serían las siguientes: Dosis equivalente en manos: 12 mSv y Dosis efectiva: 1,2 mSv.

Intercepción del haz de radiación con alguna parte del cuerpo (manos, ojos), debido a que un cabezal medidor con fuente radiactiva ha sido colocado a cierta distancia de la pared del recipiente, y la zona no posee restriccciones de acceso al haz.

Normalmente queda un espacio exiguo para introducir alguna parte del cuerpo ante el haz, y puede estimarse que los trabajos, allí, serán esporádicos, con el exclusivo fin de realizar tareas de alineación del sistema de detección o mantenimiento de los cables, o sujeciones del cabezal medidor. Se estima un tiempo típico de exposición al haz de 15 minutos una vez por mes, y resultan:

• Dosis equivalentes del orden de 30 mSv en el órgano expuesto, si suponemos que siempre se expone el mismo órgano y que no hay rotación de operarios para esta tarea.

3- Daños por golpes o caídas de un cabezal

Si un golpe provoca daños al blindaje del cabezal, puede producir riesgos de exposición a las personas que se aproximen al mismo.

Si por ejemplo, se redujera el blindaje en alguna zona de un cabezal que contiene una fuente γ, la tasa de dosis equivalente ambiental en contacto para determinados puntos, podría alcanzar los 10 mSv/h; por lo que las medidas necesarias para retirar el cabezal y depositarlo en un lugar aislado a la espera de ulteriores medidas, no deberían razonablemente producir dosis efectivas superiores a algunos centenares de μSv.

Si se produce una caída de un cabezal desde una altura considerable o si es golpeado o aplastado en un accidente durante su transporte, se podría afectar la contención de la fuente, su blindaje y el obturador del haz de radiación. Para el análisis del riesgo de exposición, podemos considerar el caso extremo de una fuente que queda expuesta sin blindaje, y que por ejemplo, produce tasas de exposición de unos 3 mSv/h a 1 metro de distancia; por lo que se debería blindarla inmediatamente y en caso contrario, debería demarcarse un área controlada con una barrera física, que restrinja el acceso a la zona donde las tasas de dosis resulten mayores que 7,5 μSv/h lo que configura una zona de algo más de 20 metros de radio alrededor de la fuente.


Asimismo debe considerarse el riesgo de una contaminación del lugar y del propio cabezal, por una eventual pérdida de contención de la fuente debido a la caída. Esta situación debe analizarse bajo la óptica de una emergencia para la que deben tomarse en el lugar los primeros recaudos de aislamiento del área afectada, en tanto los responsables deben dar parte del accidente a la Autoridad Regulatoria, que dará las instrucciones correspondientes.

4- Robo, o pérdida de control de un cabezal. Recuperación de control y evaluación de los efectos

Luego se analizarán las causas y las formas en que pueden producirse estos eventos. Una vez localizada la fuente faltante, debe recuperarse el control de la misma, teniendo en cuenta que, en general, este tipo de fuentes no presenta inconvenientes importantes debidos a la irradiación externa, aunque puede generarlos en los casos de pérdida del blindaje.

La pérdida de control de una de estas fuentes puede producir en los trabajadores o en miembros del público:

• Dosis por permanencia prolongada en cercanías de la fuente expuesta, o del cabezal con una pérdida parcial de blindaje debido a golpes o calentamiento del cabezal.

• Contaminación debido a la apertura intencional del cabezal y daño a la cápsula de la fuente.

• Dosis debidas a la exposición inadvertida al haz de radiación de un cabezal, si el obturador estuviera en posición de irradiación.

Una vez perdido el control de una fuente, resulta dificultosa la evaluación de los dosis recibidas por las personas expuestas a dicha fuente, debido a que:

• Resulta difícil determinar a veces el momento preciso de la pérdida de control.

• A menudo, la falta de control sobre la fuente se produjo antes de la desaparición de la misma, por lo que no se dispone de información fehaciente sobre su historia. Suele:- haber fallas en los mecanismos de registro del estado de funcionamiento

de los equipos medidores, y - a veces no se conoce el número y localización de todas las fuentes de la

planta.• Es sumamente dificultosa la reconstrucción de los movimientos que

experimentó la fuente luego de su desaparición.• A veces no se recupera el control de la misma, lo que plantea el problema

de la evaluación de las dosis, habida cuenta de los largos períodos de semidesintegración de los radioisótopos utilizados y de las energías de la radiación.



APLICACIONES

1- Perfiles de pozos petrolíferos

Descripción de la práctica

Se utilizan fuentes radiactivas encapsuladas de Cesio 137 y de Americio 241(Be); para:

• determinar los perfiles de densidad, porosidad, y • contenido de humedad o hidrocarburos en estructuras geológicas.

Se trata de fuentes similares a las de los medidores de densidad y humedad de suelos, pero de mayor actividad. Su manipulación entraña riegos de tipo similar a los de las fuentes de gammagrafía, tanto por la forma en que son utilizadas, como por los sitios donde se desarrolla la práctica.

Se suelen almacenar las fuentes dentro de contenedores en un depósito blindado o en un foso, y se transportan dentro de contenedores a los sitios de trabajo. Se trata de servicios de medición, contratados durante una de las etapas del acondicionamiento de los pozos

Durante la práctica se extrae la fuente de su blindaje, rápidamente se la coloca y ajusta, en una herramienta especial que luego desciende al fondo del pozo, para relevar los perfiles buscados. El operador guía seguidamente a dicha herramienta durante su ingreso a la boca del pozo, y la operación se repite en forma inversa una vez que se terminaron de efectuar las mediciones.

Seguridad radiológica de la práctica

a- Operación normal

Las dosis efectivas anuales recibidas por los trabajadores en esta práctica, no suelen superar el 30 o 40 % del límite de dosis. Las tasas típicas de dosis equivalente ambiental, son del orden de 0,5 mSv/h; mientras el operador manipula las fuentes fuera de su blindaje. El operador utiliza pinzas largas para retirar las fuentes de su contenedor blindado, para colocarlas en la herramienta de medición y para guardarlas nuevamente en el contendor de transporte.

El perfil de pozos no es una operación de trámite rápido, sino que demanda cierto tiempo, y los equipos y fuentes contratados para una operación se trasladan a la zona del pozo, donde deben esperar la oportunidad de que el plantel de perforación libere el pozo para realizar el perfilaje en cuestión.

Las zonas de trabajo suelen poseer un factor de ocupación muy bajo, y los riesgos principales para el público están relacionados con la eventual pérdida de control


de alguna fuente radiactiva. En efecto, los contenedores de las fuentes emisoras γ poseen blindajes de plomo y resultan atractivos por su valor de reventa como chatarra, y los contenedores para las fuentes de neutrones, a pesar de contener parafina u otro compuesto hidrogenado, también pueden parecer atractivos por su tamaño e inscripciones.

El movimiento frecuente de las fuentes plantea riesgos de pérdida o accidentes durante su transporte por caminos en mal estado de conservación.

Teniendo en cuenta la naturaleza de esta práctica (las fuentes deben ser extraídas fácilmente de sus contenedores), resulta necesario que se implemente en cada instalación un programa de control de seguridad física adecuado, para evitar la pérdida o hurto de las fuentes radiactivas.

El recinto utilizado como depósito para el almacenamiento de fuentes, debe estar construido y señalizado de acuerdo con los criterios de seguridad radiológica establecidos por la Autoridad Regulatoria. Por ejemplo, si se trata de un foso, deben preverse los mecanismos de movimiento e izaje de los contenedores blindados, minimizando las exposiciones del personal que manipule los mismos, y deben implementarse sistemas de alarma y control para evitar hurtos.

Los contenedores de las fuentes son bultos de transporte tipo A y deben ser transportados de acuerdo al Reglamento para el Transporte Seguro de Materiales Radiactivos.

Usualmente, estas instalaciones trabajan además con trazadores radiactivos. Por ejemplo: Yodo 131, para marcación y medición de caudales de líquidos de inyección, o Tritio 3, para estudios de recuperación secundaria en pozos petrolíferos.

b- Situaciones anormales

Si bien la manipulación de fuentes expuestas sin blindaje es inherente a la práctica, e implica una exposición frecuente de los trabajadores, las exposiciones potenciales más importantes están relacionadas con el público.

Los riesgos para el público provienen de la eventual pérdida de control de una fuente. Los siguientes casos suelen ser los más frecuentes:

• Caída de una fuente desde el vehículo de transporte.• Hurto de una fuente almacenada en el depósito.• Abandono de una fuente en la zona donde se realizó una operación de

determinación de perfiles.• Pérdida de una fuente en el fondo del pozo petrolífero.

En los tres primeros casos la fuente puede entrar en contacto con el público, quien estará expuesto a la irradiación externa de la fuente dentro de su blindaje o sin este



último. Las dosis recibidas en un caso o el otro, serán muy diferentes (por ejemplo la tasa de dosis equivalente ambiental producida por una fuente encapsulada típica de Cs137 de 111 GBq de actividad a 1 metro de distancia, es de 10 mSv/h cuando no está blindada, y se reduce por un factor de 1000 aproximadamente al colocarla dentro del contenedor).

En tales condiciones se puede evaluar un escenario hipotético, en el que una persona del público se apropia de la fuente y la retira de su blindaje por curiosidad. Si en tales circunstancias, la retuviera durante 30 días y permaneciese a una distancia de 1 metro de ella durante 10 horas diarias, la dosis absorbida en cuerpo entero por la persona sería del orden de D = 3Gy. Esta dosis produciría un efecto determinístico en la persona, de la misma magnitud que una “Dosis equivalente instantánea” de 1 Gy. Tales dosis están dentro del umbral de efectos determinísticos como la anorexia y la depresión de la hematopoyesis, además de efectos detectables de opacidad del cristalino así como esterilidad temporaria en testículos.

Existen además riesgos de que se rompa la cápsula de la fuente, intencionalmente o por maltrato, lo que produciría la contaminación del lugar y eventualmente de las personas. Tal situación, de una envergadura impredecible, requerirá seguramente la intervención de la Autoridad Regulatoria.

Finalmente, en el caso de abandono de la fuente en el pozo, debe protegérsela mediante cuñas que desvíen el camino de un trépano, en caso de que en el futuro se efectúe una nueva perforación en el pozo. Dicha cuña debe ser cementada con tinturas de color, para que los líquidos de perforación que se puedan usar, afloren coloreados a la superficie y brinden una señal de precaución.

En caso de que no se tomen las debidas precauciones, la cápsula de la fuente puede ser destruida mecánicamente por el trépano y pueden aflorar a la superficie líquidos contaminados.

Las consecuencias de la dispersión de la contaminación pueden ser serias y la descontaminación del lugar puede ser muy costosa.

2- Gammagrafía industrial


La gammagrafía industrial es una técnica de Ensayos No Destructivos (END) que se utiliza para estudiar la integridad y calidad de soldaduras, y del material de tuberías, tanques, piezas metálicas diversas, etc. Su uso es intensivo:

• durante la construcción de grandes piezas metálicas, • en el montaje de plantas industriales, • en el tendido de oleoductos, • durante el mantenimiento de estas instalaciones, y


• para estudiar el estado de estructuras de hormigón armado en las construcciones.

Se trata de equipos robustos, que pueden instalarse prácticamente en cualquier sitio, un procesamiento de las placas radiográficas muy sencillo y una técnica que es muy confiable; por lo que su uso está muy extendido desde hace años en todo el mundo.

Durante la práctica se coloca una fuente de radiación cerca del objeto que será estudiado, y se obtiene una radiografía del mismo. La atenuación diferencial que producen los defectos de las soldaduras o del volumen de la pieza, produce imágenes de los mismos en las placas radiográficas. Actualmente se utilizan, casi exclusivamente, fuentes radiactivas encapsuladas de Iridio 192 y de Cobalto (Co) 60, si bien aún se siguen utilizando algunas fuentes de Cesio (Cs)137. También se usan, aunque en menor proporción, fuentes radiactivas de Iterbio 169 y de Tulio 170.

En el caso de gammagrafía, el alojamiento blindado de las fuentes varía de acuerdo al radioisótopo y al uso para el que fue construido.

Puede ser portátil, o estar montado sobre ruedas, puede haber sido diseñado para que la fuente no salga del blindaje o para que se la extraiga del mismo manualmente o en forma remota.

Las industrias metalúrgicas pesadas, disponen de recintos de irradiación blindados, donde se alojan las fuentes y se efectúan las operaciones de gammagrafía de grandes piezas.

Los equipos montados sobre ruedas, poseen blindajes muy pesados y suelen tener fuentes de Co60 o de Cs137 de alta actividad. En cambio los equipos portátiles cargan fuentes de Iridio (Ir)192, son de pequeño tamaño, y poseen blindajes de alta densidad (uranio empobrecido o tungsteno) y de menor masa que los otros tipos.

El esquema de la figura 1, muestra un equipo de gammagrafía portátil típico, también denominado cámara o proyector. Este equipo cumple funciones de contenedor de blindaje y de transporte. El blindaje propiamente dicho está ubicado en el centro del equipo, y posee un canal que lo atraviesa y por el que se desplaza la fuente cuando debe efectuarse una exposición gammagráfica.



Figura 1

Hay diferentes modelos de equipos, algunos poseen canal recto y otros canal curvo, lo que determina el tipo de mecanismo de traba y fijación de la fuente .El “cable de arrastre” con una unidad de control remoto o dispositivo tipo “manivela” permite mover la fuente para su operación remota. Este cable se sujeta al extremo o “cola” de la fuente, la que asoma desde el equipo en la zona donde se halla el mecanismo de traba de la fuente.

Este cable de arrastre está contenido dentro de un tubo metálico flexible denominado “tubo guía de arrastre” que se compone de varios tramos unidos y que posee sendas conexiones roscadas, que deben ser conectadas por un lado al mecanismo de manivela y por el otro a la cola de la fuente.


Se utiliza otro tubo metálico flexible también compuesto de varios tramos unidos, denominado “tubo guía de fuente”, el que se conecta al extremo opuesto del equipo. Durante la operación, la fuente es arrastrada desde su posición dentro del blindaje hasta el extremo cerrado del tubo guía de fuente, el que ha sido colocado exactamente en el punto donde se debe efectuar la radiografía (ver Figura 1).

La fuente radiactiva está contenida dentro de una cápsula cerrada estanca. La cápsula está montada en un extremo de un conjunto denominado porta-fuente, el que posee un conector rápido en su otro extremo. En el caso de los equipos de canal curvo, el porta-fuente consiste en la fuente encapsulada unida al conector por medio de un cable flexible de acero, mientras que en los modelos de canal recto la cápsula de la fuente y el conector, son parte de un conjunto recto rígido de uranio o tungsteno que actúa como blindaje. El cable de arrastre debe ser enganchado a la fuente mediante un conector rápido “macho”, que se conecta al correspondiente conector “hembra” que forma parte del conjunto del porta-fuente.

Los equipos poseen un dispositivo que libera la fuente de su traba, solo por la acción voluntaria del operador y únicamente si se ha conectado el cable de arrastre a cola de la fuente, y si además se ha conectado apropiadamente el tubo guía de arrastre al equipo. El dispositivo de traba posee una llave que sólo puede ser accionada si previamente se han cumplido los pasos mencionados.

Inversamente, la llave sólo puede ser retirada una vez que la fuente retorna completamente a su posición dentro del canal del blindaje.

Los operadores no deben efectuar reparaciones que modifiquen los dispositivos de traba de fuente en estos equipos, ni deben operar los equipos cuyos dispositivos de seguridad o sus accesorios no estén en condiciones. Las reparaciones inapropiadas, las modificaciones indebidas y el desgaste de los conectores y trabas, suelen ser causa de una parte importante de los accidentes.

Además el personal de operación debe contar con los elementos de radioprotección necesarios:

• dosímetros personales de lectura directa y diferida, • exposímetros de tasas de dosis provistos de alarma audible,• monitores de radiación capaces de leer sin saturación tasas de dosis de hasta

100 mSv/h, elementos para delimitar las áreas de trabajo,• elementos para manejar situaciones de emergencia, etc.

El diseño de las fuentes encapsuladas debe ser de “Forma Especial”, y los contenedores y equipos para el transporte y recambio de las fuentes, deben ser bultos de transporte de tipo B(U).Todos ellos deben contar con el correspondiente certificado emitido por la Autoridad Competente del país donde se fabricaron, y con la correspondiente autorización emitida por la Autoridad Regulatoria.



Los equipos y especialmente las fuentes deben estar señalizados para prevenir accidentes si entran en contacto con el público.Seguridad radiológica de la práctica

a- Operación normal

La seguridad radiológica en los recintos blindados que se utilizan en gammagrafía industrial presenta características muy similares a las halladas en las prácticas de telecobaltoterapia o incluso en las plantas de irradiación industrial.

Cuando no se usa, la fuente está depositada dentro de un blindaje en el propio recinto, del cual es extraída para efectuar la radiografía y luego retorna al blindaje mediante mecanismos mecánicos o neumáticos remotos; las sistemas de seguridad están diseñados para brindar seguridad intrínseca a la instalación, en particular hay enclavamientos para el retorno automático de la fuente a su blindaje en caso del ingreso de personas al recinto durante una irradiación; y hay previsiones para evitar el inicio de una irradiación, si permanece alguna persona dentro de él. Las señalizaciones en el acceso al recinto y en el pupitre de comando son luminosas y sonoras. Puede haber monitores de área en el recinto para controlar la posición de la fuente, etc.

Las operaciones de gammagrafía con equipos móviles o portátiles presentan características particulares y son responsables de buena parte de los accidentes en la industria nuclear. Debe tenerse en cuenta, por ejemplo, que las tasas de dosis producidas por una fuente radiactiva de gammagrafía fuera de su blindaje son elevadas (48 cGy/h a 1 metro de distancia de una fuente de 3,7 TBq de Ir192), y que durante las operaciones la fuente debe ser extraída de su blindaje cada vez que se realiza una radiografía.

Las dosis efectivas anuales recibidas por los operadores en condiciones normales de operación, dependen de la carga laboral y del estado del equipamiento utilizado, pero no suelen superar 4 mSv por año.

El estudio de las causas de la mayor parte de los accidentes en radiografía industrial, indica que es necesario que el diseño de los equipos y de sus accesorios, incorpore criterios de seguridad adecuados. Para ello, deben cumplir con normas reconocidas, tales como por ejemplo ANSI N432.

Por otra parte, a fin de limitar las consecuencias de una eventual pérdida de control de estos equipos, tanto los equipos de gammagrafía como las fuentes radiactivas deberían tener grabado el símbolo de material radiactivo; de acuerdo a la norma IRAM 3535 u otra norma reconocida.

Los procedimientos de trabajo deben incluir instrucciones precisas para la verificación periódica y el mantenimiento de los accesorios (unidad de control, cable de arrastre, tubos guía, acoples, colimador), de los respectivos conectores, del mecanismo


de traba de la fuente dentro del equipo, y de la chapa identificatoria del material radiactivo.

Asimismo, deben mantenerse en óptimo estado de funcionamiento los equipos de radioprotección del personal.

El personal debe delimitar y señalizar, apropiadamente el área de trabajo. Los límites del área deben establecerse teniendo en cuenta los factores de uso y de ocupación del lugar, y deben asegurar que las dosis que reciba el público no superen las restricciones de dosis que estipule la Autoridad Regulatoria para la práctica. Por ejemplo, las dosis equivalentes ambientales en el perímetro del área pueden ser de 7,5 μSv/h.

Los equipos portátiles de gammagrafía suelen estar expuestos a golpes, roturas, desgaste y a la acción de factores ambientales adversos. En muchos países, la práctica se desarrolla bajo la presión de cronogramas de trabajo muy ajustados y el personal de operación suele tener una preparación técnica y una formación cultural escasas. En ese contexto, la competencia comercial puede llegar a afectar negativamente a la inversión en equipamiento y al desarrollo de programas de reentrenamiento del personal. Por ello, la Autoridad Regulatoria debe llevar a cabo las acciones necesarias para fomentar en tales casos una Cultura de la Seguridad.

Las operaciones de cambio de fuentes deben ser efectuadas por los operadores calificados, dentro de zonas controladas, y las fuentes decaídas deben ser inmediatamente enviadas a las instalaciones autorizadas en el país o en extranjero, para su gestión como residuos radiactivos; a fin de evitar que inadvertidamente entren en contacto con el público. La Autoridad Regulatoria debe establecer los procedimientos para efectuar préstamos o transferencias de fuentes entre usuarios autorizados.

Lo expuesto hasta aquí resalta la necesidad de alcanzar un elevado grado de profesionalismo en la práctica, utilizando fuentes y equipos fabricados de acuerdo a normas internacionales o nacionales reconocidas, y en un ambiente de trabajo que enfatice la cultura de la seguridad. Esto puede ser alcanzado a través de un entrenamiento efectivo y continuo de los trabajadores, mediante el uso de fuentes y equipos autorizados, por el cumplimiento de las normas y requerimientos impuestos por la Autoridad Regulatoria, y bajo la supervisión de una adecuada infraestructura nacional de control de la actividad nuclear.

b- Situaciones anormales

Los incidentes son relativamente frecuentes en esta práctica y suelen estar relacionados con dificultades para que la fuente retorne a su blindaje dentro del equipo, una vez finalizada una exposición para una radiografía. Las maniobras de retorno de la fuente suelen presentar dificultades si los accesorios están en mal estado, por lo cual pueden producirse exposiciones innecesarias de los



trabajadores. En esas condiciones, los trabajadores podrían recibir dosis en cuerpo entero superiores al límite anual, por lo que los operadores deben disponer del entrenamiento, los procedimientos y el equipamiento necesarios para retomar el control de las fuentes, con la eventual asistencia de la Autoridad Regulatoria si fuera necesario.

Las tareas de recuperación deben ser planificadas y las dosis recibidas deben ser tan bajas como sea posible obtener, pues en estos casos no suele ser necesario actuar con urgencia dado que puede delimitarse el área de trabajo y preparar las tareas con el equipamiento necesario.

Algunos accidentes en gammagrafía, pueden producir serios daños a la salud de las personas expuestas e inclusive pueden provocar su muerte. Hay abundantes referencias a estos accidentes, y es posible identificar los escenarios, las causas principales y obtener enseñanzas de utilidad para todas las personas involucradas en la seguridad radiológica de la práctica.

Entre las causas principales de accidentes en gammagrafía industrial se pueden mencionar las siguientes:

Incumplimiento de los procedimientos operativos, Entrenamiento inadecuado, Mantenimiento inadecuado, Errores humanos, Equipamiento defectuoso, Fallas de diseño de los equipos, Violación de normas.

Entre los eventos iniciantes del accidente o que contribuyen al desarrollo del mismo, están los siguientes:

• Mala conexión del tubo guía al equipo, Fuente-desconectada del cable de arrastre, Fuente caída al piso, Falla del seguro o traba de la fuente en el equipo.

• Monitoraje inapropiado del equipo después de retornar la fuente, Falta de uso de los equipos de radioprotección, Monitor de radiación descompuesto, Falta de atención a la señal de alarma por tasas de dosis elevadas.

• Falta de coordinación entre el personal de operación, Uso de una fuente inapropiada para el modelo de equipo, Respuesta inapropiada de los operadores ante un incidente.

En la mayoría de los accidentes no fatales de los trabajadores, las dosis recibidas se debieron a la manipulación inadvertida de la fuente, con dosis en cuerpo entero que llegaron a los 100 mSv y dosis localizadas de hasta algunos Sv en manos, pulmón, etc. Por ejemplo, en muchos casos la fuente quedó inadvertidamente dentro del tubo guía, y el personal de operación manipuló durante un tiempo el equipo y sus accesorios sin percatarse del hecho.


Los casos de dosis en el público, están relacionados con la pérdida de control de la fuente, tal como en los hurtos o caída inadvertida de la fuente al piso. El aspecto llamativo que poseen estas fuentes y la eventual ausencia de un símbolo que indique la presencia de material radiactivo, dieron lugar a accidentes con dosis importantes en el público, debido a que fueron guardadas en las ropas o conservadas en las casas de las personas que las hallaron.

Deben extraerse lecciones de estos accidentes, en lo relativo a:

• Los procedimientos de trabajo y la supervisión de las tareas, el entrenamiento de los operadores, y el mantenimiento de los equipos.

• La necesidad de que la Autoridad Regulatoria controle estrechamente la práctica, revise periódicamente las normas de operación y de diseño de fuentes y equipos, y lleve adelante una política de imposiciones regulatorias ante violaciones a las normas en vigencia.

• La cultura de la seguridad, para evitar una preeminencia de los costos de producción y de la carga de trabajo por encima de la seguridad de la práctica.

Resulta necesario llevar adelante medidas preventivas y correctivas, tanto por parte de la Autoridad Regulatoria como de las propias organizaciones que llevan adelante las prácticas de gammagrafía industrial. El éxito de las mismas depende del compromiso que asuman también al respecto las demás partes involucradas: operadores y asistentes, clientes, fabricantes y proveedores de fuentes y equipos. En particular, los proveedores de fuentes y equipos, tienen una responsabilidad muy importante ante aquellos países que no poseen una infraestructura desarrollada de seguridad radiológica y que importan sus fuentes; ellos deberían proporcionar a los compradores la información técnica necesaria sobre sus productos para asegurar que los equipos en uso y las fuentes provistas sean compatibles. Asimismo, los proveedores deberían implementar una política de venta de nuevas fuentes, sólo a cambio de la devolución de aquellas ya decaídas.

3- Irradiación industrial


Los procesos inducidos en la materia por efectos de las radiaciones ionizantes, son aplicados en numerosos campos de la ciencia y de la producción, constituyendo una tecnología que desde hace tiempo ofrece ventajas relativas en comparación con metodologías convencionales. En particular, se utiliza la tecnología de irradiación industrial, en campos como:

• la preservación de alimentos, • esterilización de productos médicos y farmacéuticos, • modificación de estructuras de polímeros, • erradicación de plagas de insectos, etc.



En las aplicaciones de esterilización o preservación, el producto debe ser expuesto a dosis elevadas de radiación, sin que ello afecte sensiblemente sus propiedades esenciales. En cambio, en el caso de tratamientos para polimerización inducida, modificación de estructuras, etc., se intenta obtener una modificación sustancial de determinadas propiedades de los productos tratados. Las energías de los campos de radiación utilizados son insuficientes para activar los núcleos atómicos del material irradiado, pero alcanzan para producir la ruptura de uniones entre átomos de las moléculas del medio.

De tal manera, se crean los radicales libres responsables de los procesos de esterilización, polimerización inducida, etc.

En el mundo hay cientos de instalaciones de irradiación, algunas utilizan campos de radiación gamma y otras , aceleradores de electrones. Hay irradiadores integralmente blindados, en los que la fuente de radiación es inaccesible a los operadores, y otros en que la fuente puede ser accesible, pero se implementan sistemas de seguridad para impedir tal acceso y prevenir accidentes.

Sus usos no se limitan solo a procesos productivos, sino que también se aplican a la investigación y al desarrollo de nuevas técnicas.

Las plantas de irradiación con fuentes radiactivas suelen utilizarse para propósitos múltiples a fin de amortizar los costos derivados del decaimiento de las fuentes.El desempeño de las plantas de irradiación, ha sido bueno desde el punto de vista de la seguridad radiológica; aún cuando han ocurrido varios accidentes en los se produjeron víctimas fatales.

Las fuentes de radiación de estas instalaciones producen tasas de dosis muy elevadas durante la irradiación. Por ello, deben diseñarse los enclavamientos de seguridad que actúen para impedir la entrada o permanencia inadvertida de personas en zonas peligrosas durante la irradiación.

Si a pesar de los sistemas de seguridad propios de la instalación, una persona ingresa al recinto durante la irradiación, ella recibirá una dosis por encima del umbral de efectos determinísticos, en cuestión de instantes con consecuencias eventualmente letales.

El ingreso al recinto de irradiación de los productos que deben ser irradiados genera, entre otros:

riesgos de incendio en el caso de un calentamiento excesivo de los mismos, y también puede provocar interferencias mecánicas con los mecanismos de

movimiento de la fuente de radiación.

En particular, en el caso de los irradiadores gamma, el diseño de los sistemas y de las propias fuentes encapsuladas, debe prevenir el riesgo de contaminación;


minimizando la posibilidad de que éstas sean dañadas mecánicamente, por corrosión o por efectos de un incendio.

El diseño y la operación de este tipo de instalaciones debe tener en cuenta todos estos aspectos de seguridad, por lo que el solicitante de una autorización para la operación de un irradiador industrial debe, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, demostrar que el diseño cumple como mínimo con los requisitos establecidos en las normas de aplicación, teniendo en cuenta tanto la operación normal como las exposiciones potenciales, y debe demostrar también que la organización que operará el irradiador tendrá los medios materiales y el personal capacitado para cumplir con los requisitos de seguridad establecidos para la operación.

Asimismo deben existir procedimientos para tomar acciones, de forma de minimizar las dosis que se puedan recibir en el caso de, por ejemplo, las siguientes situaciones anormales:

• Falla de enclavamientos.• Traba del sistema de movimiento de la fuente.• Pérdida de agua de la pileta.• Pérdida de confinamiento de fuentes.• Incendio y explosión.

La Autoridad Regulatoria debe efectuar un análisis de las situaciones accidentales que han sucedido en este tipo de instalaciones en el mundo, y debe actualizar permanentemente las normas de diseño y operación correspondientes para incorporar dichas experiencias. Asimismo, debe implementar procedimientos para controlar la construcción, puesta en marcha, operación y desmantelamiento de estas instalaciones.

El OIEA ha recomendado la implementación de ciertos principios de diseño para alcanzar un grado aceptable de seguridad en estas plantas:

• Defensa en profundidad: Este concepto debe aplicarse a todas las actividades relacionadas con la seguridad, de forma que si ocurre una falla con alguna de las provisiones de seguridad, ella será compensada o corregida. Para ello se deben implementar entre otras acciones, niveles múltiples de protección (control de accesos al recinto, blindajes, etc.) y la necesidad de la intervención humana debe ser minimizada (enclavamientos automáticos de seguridad).

• Redundancia: Debe disponerse de un número de elementos mayor que el mínimo necesario para llevar a cabo una función de seguridad determinada. Esto aumenta la confiabilidad del sistema, pues permite tolerar la falla o indisponibilidad de alguno de los elementos de seguridad.

• Diversidad: Este concepto se aplica a sistemas o elementos de seguridad redundantes, que realizan la misma función, incorporándoles diferentes atributos (diferentes principios de operación, diferentes variables físicas, diferentes condiciones de operación, diferentes fabricantes, etc.). La



confiabilidad del sistema aumenta si hay diversidad; pero deben tenerse en cuenta eventuales complicaciones operativas o de mantenimiento, que pudieran surgir como consecuencia de la introducción de elementos diversos.

La experiencia internacional en este tipo de plantas es muy amplia, y el OIEA recomienda también que se establezcan requerimientos específicos para el diseño de sistemas y partes esenciales para la seguridad (fuente de radiación, sistemas de depósito de la fuente, sistema de movimiento de la fuente, enclavamientos de seguridad en los accesos al recinto de irradiación, sistema de tratamiento del agua de pileta).

La norma argentina AR 6.2.1. de plantas de irradiación gamma con fuente radiactiva móvil depositada bajo agua, establece además requisitos específicos para los sistemas y componentes, que resumen la experiencia local e internacional en la materia.

Las fuentes radiactivas que se utilizan en estas plantas, deben haber sido diseñadas según normas internacionales reconocidas, teniendo en cuenta posibles efectos de fuego, explosión o corrosión. En particular, en el caso de almacenamiento de la fuente en pileta de agua, deben tenerse en cuenta los problemas derivados de la eventual corrosión de la cápsula externa de las fuentes y debe limitarse la fatiga térmica seleccionando apropiadamente los materiales de las mismas. En tal caso, el material radiactivo debe tener una forma física insoluble en agua, a fin de minimizar las consecuencias de una pérdida de confinamiento de las fuentes (no es recomendable el uso de Cs137, pues para este tipo de fuentes el material se presenta en forma de cloruro que es altamente soluble en agua).

En la Figura 2 se ve el esquema en corte de una planta de irradiación gamma con fuente radiactiva depositada en pileta.

Allí se puede observar la disposición del recinto de irradiación, con sus accesos para ingreso de personal y para entrada de productos, así como de la sala de control anexa. Los blindajes de paredes de hormigón, tienen accesos desde el techo para mover el contenedor de transporte de la fuente radiactiva, y para el mecanismo de movimiento de la fuente. Al fondo de la pileta se ve: dicho contenedor; la estructura de la fuente de radiación compuesta de varias fuentes radiactivas encapsuladas dispuestas en una estructura metálica de sostén; y los cables que mueven verticalmente a la fuente. La fuente de irradiación puede tener una actividad de más de 37 PBq.

Seguridad radiológica de la práctica a- Operación normal

Los objetivos de la seguridad radiológica para la operación normal, el mantenimiento,


las condiciones anormales en este tipo de instalaciones, y el desmantelamiento final, son los siguientes:

• Las dosis que reciban los trabajadores y el público, deben ser tan bajas como sea posible obtener, teniendo en cuenta factores económicos y sociales.

• En dichas circunstancias, las dosis no deben superar los límites establecidos por la Autoridad Regulatoria.

• Por último, tanto la probabilidad de que se produzcan eventos que den lugar a exposiciones significativas como la magnitud de tales exposiciones, deben mantenerse tan bajas como sea posible obtener teniendo en cuenta factores económicos y sociales.

El personal de operación debe llevar dosímetros personales, cuyas lecturas deben registrarse periódicamente. La experiencia indica que las lecturas mensuales de los dosímetros personales de este personal, no superan en condiciones normales el límite de detección de los sistemas de dosimetría utilizados.

Debe efectuarse un monitoreo del área, toda vez que se produzca un cambio importante en el inventario de material radiactivo en la instalación.

Figura 2

El procedimiento de operación posee una secuencia estricta de acciones que el personal debe ejecutar en tiempo y forma de poder izar la fuente radiactiva de irradiación o permitir la alimentación del acelerador si fuera el caso. Debe accionar una llave especial dentro del recinto para asegurarse de que no permanezcan personas dentro de él; salir del recinto rápidamente; cerrar la puerta de acceso; y encender la máquina con la misma llave, desde la consola de comando dentro de



un número especificado de segundos para que el equipo quede listo para irradiar. Si alguno de los pasos no se cumple apropiadamente, debe reiniciarse nuevamente toda la secuencia para poder operar el equipo.

El acceso inicial al recinto de irradiación después de finalizada una emisión de rayos debe ser efectuado por un operador calificado, y utilizar un monitor portátil de radiación para determinar los niveles de la misma en el ambiente. Si se permite el acceso de visitantes al recinto, deben ser acompañados por personal calificado, que haya supervisado previamente el lugar.

La capacitación y entrenamiento del personal de operación y mantenimiento de estas plantas, reviste una importancia primordial para la seguridad de la instalación. Se deben identificar las posiciones de trabajo importantes para la seguridad radiológica, y el personal que las ocupe, debe estar específicamente entrenado a tales fines, teniendo en cuenta la operación normal y las exposiciones potenciales.

La Autoridad Regulatoria dicta normas para el licenciamiento del personal de aquellas instalaciones que sean relevantes para la seguridad radiológica.

La seguridad de la instalación depende fuertemente del mantenimiento y de las pruebas periódicas de los sistemas de seguridad. En particular, se recomienda lo siguiente:

• Pruebas de todos los enclavamientos de seguridad, a intervalos regulares.• Exámenes periódicos de los cables de sostén y de guía de la fuente de

irradiación, en plantas de irradiación gamma con fuente depositada bajo agua (los cables deben ser reemplazados de acuerdo a lo establecido por las regulaciones o por el fabricante).

• Ensayos periódicos para detectar pérdidas de las fuentes radiactivas.• Pruebas de los monitores portátiles de radiación, a intervalos regulares o

después de cualquier reparación.

4- Fuentes radiactivas encapsuladas. Características.

Las fuentes radiactivas que se utilizan en la mayor parte de los usos industriales, están contenidas dentro de una cápsula cerrada estanca o poseen una capa protectora que las cubre, para evitar que el material radiactivo, dentro de las condiciones de uso para las que fue diseñada la fuente, entre en contacto con las personas o se disperse en el medio ambiente. Estas fuentes reciben el nombre genérico de “Fuentes encapsuladas”.

La cápsula o la capa protectora de este tipo de fuentes están fabricadas con materiales no radiactivos y están diseñadas para que, dentro de un ángulo sólido dado, atenúen lo menos posible la radiación emitida por la fuente.

Como consecuencia del uso cada vez mas extendido de las fuentes encapsuladas en


todo el mundo, se hizo necesario disponer de una norma para especificar y clasificar tanto las características de este tipo de fuentes, como los métodos para someterlas a ensayos de desempeño y de seguridad representativos de las exigencias a las que estarían expuestas las fuentes.

Descripción de la Norma ISO de Clasificación

La International Organization for Standardization aprobó en 1980, la norma ISO 2919 - 1980 que satisface los requisitos arriba indicados, y cuyo contenido básico es el siguiente:

La norma establece un sistema de clasificación de fuentes encapsuladas, basado en especificaciones de “desempeño” típicas para el uso particular que se hará del material radiactivo (medidores industriales, perfilaje de pozos y telegammaterapia) Para clasificar el desempeño del diseño de un tipo determinado de fuente, se verifica que los prototipos de la misma superen exitosamente un conjunto de ensayos mecánicos, térmicos, etc., descriptos en la norma. El criterio de superación de los ensayos de la norma ISO 2919, se basa en la verificación que no haya pérdida de confinamiento de la fuente bajo ensayo. Para ello, se utiliza la norma ISO 9978 del año 1992, la cual establece diferentes métodos para efectuar los ensayos de pérdidas de fuentes encapsuladas.

El código alfanumérico de clasificación, consta de una letra y cinco dígitos. La letra C indica que la actividad de la fuente no supera los valores de referencia establecidos para cada uno de cuatro grupos de radioisótopos, ordenados por su radiotoxicidad, y que por lo tanto, no resulta necesaria una evaluación particular de la práctica y del diseño de la fuente. La letra E indica lo contrario a la letra C, ya que se superan las actividades de referencia antedichas. Por otra parte, cada uno de los cinco dígitos puede tomar un valor en el rango de 1 a 6, lo que indica respectivamente la severidad de los ensayos de temperatura, presión externa, impacto, vibración y punzado, a los que fue expuesto el prototipo de la fuente.

La norma recomienda además los requerimientos mínimos de clasificación para las fuentes que se usan en las prácticas más comunes. Para ello tiene en cuenta las condiciones de uso normal y los riesgos razonables de accidentes, pero no considera la eventual exposición al fuego o a explosiones.

Identificación

La clasificación, deberá estar indicada por el fabricante en el certificado que debe acompañar cada fuente encapsulada, y, si fuera accesible, debería grabarse sobre la misma fuente encapsulada la identificación indicativa de la presencia de material radiactivo.



Identificación y Localización de las Fuentes en Desuso

Hay muchos ejemplos en el mundo, de incidentes y accidentes con fuentes radiactivas que están en desuso o han sido hurtadas. Los accidentes han dado lugar a varias muertes de miembros del público y en algunos casos, han provocado enormes gastos para descontaminar las áreas afectadas. Por otra parte, en algunos países no existe o resulta inadecuada la infraestructura regulatoria del uso de materiales radiactivos, lo que puede crear condiciones para la pérdida de control de fuentes radiactivas.

El OIEA provee a los Estados Miembros la asistencia necesaria para localizar y recuperar el control de fuentes radiactivas en desuso (fuentes que ya no se utilizan y para las que no se preven futuros usos); toda vez que el inventario de material radiactivo en el país sea deficiente o se haya perdido con el transcurso del tiempo. La publicación IAEA-TECDOC-804, detalla los procedimientos y aspectos prácticos de un programa nacional para estos fines. Los procedimientos de recuperación de una fuente fuera de control dependen fuertemente de la información disponible sobre la misma, haya sido o no habilitada para su uso en una instalación industrial.

Debe tenerse en cuenta que si bien un accidente evoluciona a partir de una situación imprevista de carácter aleatorio, su curso no es de carácter estrictamente caótico; sino que está fuertemente influenciado por la estructura social y tecnológica de la sociedad en que esto sucede.

Es posible estudiar, para los usos industriales típicos, los factores más comunes que dan lugar a la pérdida de control de fuentes radiactivas. Asimismo, pueden estudiarse cursos probables de accidentes, sus consecuencias y los procedimientos de emergencias y medios con que debería encarase la recuperación de las mismas.

Algunos de los factores que desde el lado de la instalación condicionan la evolución de un accidente son:

Estado general de la instalación; conocimiento de las reglamentaciones legales en vigencia; capacitación y entrenamiento del personal de operación; control periódico de inventario de las fuentes; asignación clara de responsabilidades por la compra, uso, mantenimiento,

movimiento, baja, etc, de los equipos y de sus fuentes de radiación; disponibilidad de documentación técnica de la fuente y del equipo; cambios de la situación jurídica de la organización responsable por la operación

de la instalación; alta frecuencia de renovación del personal de operación.

Antes de la pérdida de control de una fuente, varios de los factores arriba indicados,


configuran una situación preparatoria que podemos denominar “críticamente organizada”, que es disparada por un evento imprevisto y que luego evoluciona en una escala temporal de magnitud difícil de prever. La intervención de la Autoridad Regulatoria puede acotar las consecuencias de un accidente o incidente, si se retoma rápidamente el control del material radiactivo. Puede ser necesario encarar posteriormente la mitigación de sus consecuencias (sobreexposiciones, contaminaciones, liberación de material, etc.) o simplemente una evaluación de las consecuencias en las personas expuestas.

En el caso de que no sea posible recuperar el control de la fuente durante las primeras acciones, la Autoridad Regulatoria deberá evaluar la conveniencia de continuar con las mismas, teniendo en cuenta los siguientes factores:

El decaimiento radiactivo del radionucleido (al cabo de 10 semiperíodos la actividad de la fuente se reducirá a una milésima parte),

la dispersión de material radiactivo por una eventual pérdida de la contención de la fuente (en este último caso, se deberán estimar las consecuencias radiológicas de la contaminación, extrapoladas a una escala temporal apropiada, y se deberá decidir sobre la conveniencia de la continuidad de los esfuerzos de búsqueda de la fuente).

Uno de los elementos determinantes para el éxito de la búsqueda, es el manejo apropiado de la información tanto sobre el accidente en si mismo como sobre los antecedentes del caso. La documentación disponible sobre la instalación, los documentos técnicos del equipo y su fuente, etc., configuran sólo una parte de la información que es posible y resulta necesario obtener antes de iniciar las tareas de búsqueda. La selección del equipamiento necesario para la detección de la radiación proveniente de la fuente, permitirá delimitar adecuadamente el reticulado de búsqueda en la zona del accidente.



Ejercicios

1) Señale las ventajas y desventajas de la gammagrafia industrial.

2) Señale las ventajas y desventajas de la irradiación industrial.

3) Describa sucintamente, según le indique el tutor, otros usos industriales de las radiaciones ionizantes, aparte de los citados en la presente unidad. Por ejemplo a saber:

Medida de espesores y densidades. Por ejemplo, en la fabricación de láminas metálicas se utiliza la radiación gamma por su alto poder de penetración.

Medida de niveles. Para controlar procesos de llenado de depósitos o envases que contengan líquidos, especialmente cuando éstos son corrosivos o se encuentran a elevadas temperaturas y en todos aquellos casos en los que sea imposible aplicar dispositivos de contacto.

Medida del grado de humedad. Muy útil para medir la humedad en materiales a granel (arena, cemento, etc.) y en la producción de vidrio y hormigón.

Control de seguridad y vigilancia. Todos los detectores de seguridad de aeropuertos, correos, edificios oficiales, etc. utilizan los rayos X para escanear bultos o personas.

Detectores de humo.

Esterilización de materiales. Partiendo de la acción bactericida de la radiación y utilizando fuentes encapsuladas (en las que el radionucleido está protegido de forma segura para que no se escape al exterior) de alta actividad y aceleradores de partículas. Muy utilizado en la industria farmacéutica y alimentaría.

Eliminación de la electricidad estática, aprovechando la ionización que provocan las radiaciones en los medios que atraviesan. Muy útil en la industria textil, de plásticos, papel, vidrio, etc.

Datación. Mediante el análisis del carbono-14 radiactivo podemos determinar con precisión la edad de diversos materiales. Esto, además de para la industria, es muy útil para la investigación histórica, el estudio del clima o la restauración pictórica y escultórica.

Detección de fugas. Introduciendo radionucleidos en las canalizaciones.


Publicaciones Citadas como Fuentes en esta Unidad

OIEA Safety Series Nº 102IAEA-TECDOC-804

Normas Citadas en esta Unidad

ANSI N432.IRAM 3535Norma argentina AR 6.2.1.Norma ISO 2919 - 1980

Instituciones Citadas en esta Unidad

OIEAInternational Organization for StandartizacionAutoridad Regulatoria




Unidad


AplicacionesMédicas delas Radiaciones




Reconocer las principales técnicas médicas que usan material radioactivo.

Diferenciar las principales ventajas y desventajas.

Conocer los principales productos radioactivos asociados a las mismas.

Describir los principales equipos productores de estas técnicas.


Introducción

Desde hace algunas décadas, ha sido intenso el uso de las radiaciones ionizantes para el tratamiento de enfermedades neoplásicas. Tal aplicación, denominada radioterapia, se lleva a cabo a través de dos técnicas: la teleterapia y la braquiterapia.

Teleterapia

Se denomina teleterapia a una rama de la terapia oncológica, por la que se busca eliminar las células tumorales, mediante haces de radiación ionizante que se dirigen desde el exterior del cuerpo del paciente, hacia el volumen de localización del tumor maligno.

Es un objetivo asociado minimizar el daño al tejido sano que lo circunda.

En esta técnica, en la que se interpone cierta distancia entre la fuente radiación y el tumor a irradiar (blanco), se utilizan equipos emisores de rayos X para radioterapia superficial y profunda, y equipos de alta energía como los de telegammaterapia y los aceleradores lineales.

Braquiterapia

Se designa con este nombre al uso de fuentes radiactivas selladas con el mismo fin, ubicadas dentro de cavidades corporales o en contacto directo con el cuerpo del paciente, en planos próximos a la zona tumoral.

La braquiterapia puede ser manual o remota.

La braquiterapia manual comprende las siguientes técnicas:

• Terapia intersticial: la fuente se introduce dentro de los tejidos. - En implantes transitorios, se emplean fuentes de Ir192 e I125 en forma de

semillas y alambres o fuentes de Cs137 en forma de agujas. - En implantes permanentes, se utilizan fuentes de Au198 de aproximadamente

2 Gbq en forma de cilindros o agujas o fuentes de Ir192 e I125 en forma de semillas.

• Terapia intracavitaria: las fuentes se ubican en orificios o cavidades naturales del cuerpo. Se usan fuentes de Cs137 de actividades comprendidas entre 0,1 y 1,85 Gbq en forma de tubos.

• Terapia superficial: se lleva a cabo mediante aplicadores dérmicos u oftálmicos, que utilizan fuentes de Sr90 con actividades del orden de 1,5 Bq.



La braquiterapia remota se lleva a cabo mediante equipos de carga diferida, para tratamientos intracavitarios o intersticiales de alta y baja tasa de dosis. Para alta tasa de dosis se emplean fuentes de Ir192, con actividades del orden de 370 GBq y para baja tasas de dosis se emplean Cs137, con una actividad del orden de 1 GBq.

Teleterapia. Equipos de Rayos X para Terapia

Las características generales de los equipos emisores de rayos X utilizados en el tratamiento de enfermedades neoplásicas, pueden resumirse como sigue:

Ofrecen bajo rendimiento en profundidad. Producen la dosis máxima en la epidermis. La localización y colimación del haz sobre el paciente se efectúa por medio de

aplicadores especiales que forman parte del equipo. Algunos equipos poseen localizadores especiales para aplicaciones intracavitarias.

La dosis en superficie se puede controlar mediante:• La tensión del tubo.• La intensidad de corriente.• El filtrado del haz.• La distancia fuente-superficie (DFS).• El tamaño de campo.

El rendimiento en profundidad se puede controlar mediante:• La tensión del tubo.• El filtrado del haz.• La distancia foco-superficie.

De lo anterior se infiere que además del tubo generador y sus elementos asociados, forman parte de un equipo de rayos X para terapia los siguientes componentes:

• Aplicadores de distintas longitudes y distintos tamaños de campo.• Filtros para determinar la calidad de la radiación.• Algunos poseen cámaras monitoras para mejorar el aspecto dosimétrico.

EQUIPOS DE RADIOTERAPIA SUPERFICIAL

Se usan para el tratamiento de lesiones de piel, inclusive algunas histológicamente benignas, y operan con diferencias de potencial entre 10 y 100 kV.

Imparten la dosis máxima en superficie, que decae rápidamente en profundidad. Ello evita que los tejidos subyacentes sean significativamente irradiados. Esa incapacidad de entregar dosis altas en profundidad, guarda relación con el kilovoltaje. Los filtros de aluminio que se colocan directamente por debajo de la unidad emisora, tienen como fin absorber la radiación más blanda homogeneizando el espectro de emisión.


EQUIPOS PARA RADIOTERAPIA PROFUNDA

Operan alrededor de los 250 kV con una distancia foco-piel de alrededor de 50 cm. En estos equipos también se agregan filtros, tanto de aluminio como de cobre, para reducir la radiación más blanda que afecta inútilmente la piel.

EQUIPOS DE ALTA ENERGÍA

Son equipos que proveen radiación ionizante de naturaleza electromagnética, ya sea proveniente de una fuente radiactiva o por la aceleración y frenado de partículas. En el caso de las fuentes radioisotópicas, la energía fotónica media es superior a un 1 MeV y la energía máxima del espectro de emisión de los aceleradores, es por lo menos 4 MeV.

Entre otras, los equipos de alta energía presentan las siguientes ventajas respecto de los de equipos de rayos X para terapia:

• Mayor profundidad de penetración.• Mayor versatilidad.• La dosis máxima se obtiene a una cierta profundidad por debajo de la

epidermis.• Poseen mayor estabilidad energética.

EQUIPOS DE COBALTOTERAPIA

Los equipos de teleterapia que emplean fuentes selladas de material radiactivo se vienen utilizando desde 1952. Su diseño básico y condiciones de operación no han cambiado sustancialmente con los años. Los primeros equipos fueron fijos y en poco tiempo se introdujeron los rotatorios (Figura 1). Con el tiempo se desarrollaron un sinnúmero de mejoras, particularmente en los sistemas de seguridad (enclavamientos, señalización y blindaje) de control y en los accesorios (sistemas de colimación, mesa de tratamiento, etc.).

Las fuentes selladas empleadas en este tipo de equipamientos, cuyo esquema se muestra en la Figura 2, son típicamente:

• De Cs137 entre 50 y 100 TBq (hoy día en desuso), y• de Co60 entre 100 y 500 TBq.



Figura 1

Figura 2

Descripción general

En la Figura 3 se muestra un diseño esquemático de un equipo de cobaltoterapia de última generación, en el que se han señalado los principales elementos componentes del mismo.


Básicamente constan de:

Un cabezal, en el que se encuentra alojada la fuente sellada de cobalto Co60, un dispositivo de apertura y cierre (shutter) que permite exponer la fuente durante un tiempo predeterminado y los elementos que determinan las condiciones geométricas del tratamiento.

Una horquilla (gantry,) que cumple las funciones de soporte mecánico del cabezal, transmisión de las señales de comando al cabezal y determinación de las características mecánicas del tratamiento.

Un estativo, que aloja dispositivos mecánicos y de control, además de servir de sostén al conjunto.

La camilla, además de servir de soporte del paciente, cumple una importante función en la determinación de las condiciones geométricas del tratamiento y suele alojar distintos controles que actúan sobre el equipo.

Cabezal (alojamiento de la fuente)

La fuente se encuentra almacenada en un cabezal, que reduce la tasa de exposición a un nivel aceptable en cualquier punto situado fuera del haz útil. La Figura 4 muestra un esquema descriptivo.

Se emplean para su construcción materiales de alto número atómico y densidad elevada, tales como el plomo, tungsteno o uranio empobrecido. La elección de un material u otro depende fundamentalmente de la densidad del mismo. Por ejemplo un cabezal de plomo, tiene aproximadamente un peso 2,5 veces mayor que uno de tungsteno que provea la misma atenuación. Por este motivo el material del cabezal es, al menos en parte, tungsteno y/o uranio, principalmente en la zona de “guarda” de la fuente y en las partes móviles que definen el tamaño de campo (colimadores y trimmers).

Figura 3



Aceleradores Lineales

La emisión de fotones por un acelerador lineal, responde al mismo principio que los equipos generadores de rayos X; pero en este caso los electrones poseen una energía de varios MeV al impactar en el blanco. Originalmente esto se lograba con la aplicación de campos eléctricos estáticos, para lo que eran necesarias tensiones de operación de varios megavolts y estructuras aceleradoras de varios metros, con las consiguientes dificultades tecnológicas de operación y seguridad. Estos problemas se solucionaron, acelerando los electrones con el campo eléctrico asociado a una onda electromagnética de alta frecuencia (aproximadamente 3000 Mhz), con la consecuente reducción de la tensión de operación (a unos 30 kV) y la longitud de la estructura aceleradora (aproximadamente 1 metro).

Figura 4

El aspecto de un acelerador (Figura 5), es similar al de una bomba de cobalto y posee prácticamente los mismos controles. Presenta algunas ventajas comparativas, entre las que se pueden mencionar:

• Mayor profundidad de penetración.• Mayor precisión mecánica.• Menor dosis a la entrada del campo.• Mayor rendimiento (dosis por unidad de tiempo).• Posibilita la terapia superficial con electrones.


También presenta algunas desventajas tales como:

• Mayor costo inicial.• Mayor tasa de fallas.• Mayor costo de mantenimiento.• Mayor dosis de salida.

Las partes básicas que constituyen un acelerador lineal son:

• Generación de radiofrecuencia (RF)• Cañón electrónico.• Acelerador (guía de ondas).• Deflector magnético.• Blanco (para emisión de fotones) o folias dispersoras (para tratamientos con

electrones).• Sistemas de alineación del haz de electrones.• Filtro aplanador del haz.• Sistema de cámaras monitoras.• Sistema de conformación del haz (colimadores y conos).• Componentes para los movimientos mecánicos.

ASPECTOS DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA DE LOS ACELERADORES LINEALES

Los equipos aceleradores lineales poseen una serie de enclavamientos por diseño, que cumplen las siguientes funciones:

1. Interrumpir automáticamente la irradiación en las siguientes situaciones:• Cuando una de las cámaras de ionización del sistema monitor de dosis,

integre el valor preseleccionado.• Cuando la segunda cámara de ionización del sistema monitor, integre un

valor igual al preseleccionado más un adicional.• Cuando haya transcurrido el tiempo de tratamiento preseleccionado.• Cuando la energía de los electrones que chocan con el blanco o que pasan

por la ventana de electrones, se desvía más de un valor determinado.• Cuando se produzcan movimientos del puente del equipo durante la terapia

de haz estacionario.• Cuando se produzca el inicio o finalización no intencional, del movimiento del

puente durante la terapia de haz móvil.• Si se produce la apertura de la puerta de acceso al recinto de irradiación.

2. Impedir la iniciación de la irradiación en las siguientes situaciones:• Para equipos con posibilidad de operar con fotones y electrones, hasta que

no se haya realizado desde la consola la selección del tipo de radiación a emitir.

• Para equipos con posibilidad de realizar terapia de haz móvil o estacionario, hasta que no se haya realizado la selección correspondiente en la consola.



• Cuando no coincida el sistema de filtros (cuñas) colocados en el cabezal, con el seleccionado desde la consola.

• Si cualquier tipo de selección (tipo de radiación a emitir, energía nominal, filtros cuña, terapia de haz estacionario o móvil) realizada en el recinto de irradiación, no coincide con la llevada a cabo en la consola.

• Si la puerta del recinto de irradiación está abierta.• En equipos que emplean fotones y electrones, cuando se pretende irradiar

con electrones y no se encuentra ubicado el cono correspondiente, o cuando se pretende irradiar con fotones y se encuentra colocado un cono para electrones.

Figura 5

Braquiterapia

La tolerancia a la radiación está en relación inversa al volumen irradiado.

Éste es el principio básico de la radiación endocavitaria o intersticial, con la que se pretende dar, en pequeños volúmenes, dosis elevadas a las que no se podría llegar con radioterapia externa. De esto surge que la indicación del método, se limita a la irradiación de pequeños tumores residuales o crecimientos incipientes.


La secuencia tele-braquiterapia capitaliza los beneficios de lisis del tumor y reoxigenación de la parte central, y se supera el problema de saturación de las puertas de entrada.

Los materiales más comunes con que se construyen las fuentes son:

• El Cs137, que se manufactura en forma de agujas y tubos (Figura 6).• El Ir192, en forma de semillas y alambres.• El I125 y el Au198, como semillas para implantes definitivos.

Figura 6 - Tubo de Cs137 para tratamientos intracavitarios

Las semillas de oro están bañadas en platino, para filtrar la radiación beta. El iridio es un emisor de radiación gamma mucho mas blanda que la del Ra226 y el Co60. Esta cualidad, se traduce en menor absorción de dosis en los tejidos adyacentes al volumen implantado y simplifica la radioprotección del personal.

El Ra226 fue durante mucho tiempo el material radiactivo por excelencia para braquiterapia, pero el hecho de decaer, entre otros, en Rn222 obligaba a sellarlas con un doble encapsulado de platino, y debía verificarse periódicamente la integridad del mismo. Por este motivo es recomendable que, tan pronto como sea posible, se abandone la práctica de terapia con fuentes de Ra226 y se la reemplace por métodos alternativos más seguros como el uso de fuentes de Co60, Cs137 o Ir192.

Como ya se mencionó, existen dos tipos de braquiterapia:

• Intracavitaria (las fuentes se introducen en cavidades naturales del organismo).• Intersticial, en la que las fuentes se introducen directamente en el tumor.



Los tratamientos por terapia intracavitaria más generalizados son los del aparato genital femenino (vagina, cuello y cuerpo de útero). Existen dos tipos de técnicas de tratamiento:

las aplicaciones directas de las fuentes en una sonda portadora y los de retrocarga, en los que primero se coloca un aplicador rígido y fuentes falsas

(no activas); de modo que, con técnicas radiográficas se verifique la posición de las mismas antes de proceder a la introducción de la fuentes activas.

Los tratamientos duran unos dos o tres días, y dependen de la dosis a entregar y la actividad de las fuentes; y las tasas de dosis son bajas.

Los implantes de fuentes en forma intersticial, se dividen en:

los transitorios, en los cuales las fuentes (alambres, semillas, agujas) se introducen, ya sea en forma directa o a través de guías en la zona a tratar y se retiran luego del tiempo establecido para dar la dosis indicada en la superficie de referencia.

los permanentes, en los cuales se emplean nucleidos de vida media corta que quedan permanentemente en el organismo (son fuentes estables física y químicamente). Lo que se fija en este caso es la distribución de fuentes y la actividad inicial de cada una, para dar la dosis prescrita en la superficie de referencia.

La superficie de referencia, es el lugar geométrico de los puntos que reciben un valor de dosis determinado, elegido de tal modo que envuelva el volumen a tratar (volumen blanco).

Esto es así pues en los puntos adyacentes a las fuentes, la dosis es muy grande, difícil de definir y de poca significación clínica.

Existen además equipos para aplicaciones intracavitarias de retrocarga de alta tasa de dosis, en los que los tratamientos duran algunas horas; éstos se realizan en salas especiales blindadas, en las que las fuentes regresan al blindaje en forma automática (por ejemplo, neumática) al abrirse la puerta del recinto, lo que disminuye notablemente la dosis que recibe el personal. Además, se dispone de fuentes falsas que al intercalarse de determinada forma con las fuentes activas, genera la distribución de dosis más adecuada para un tratamiento particular.

SEGURIDAD RADIOLÓGICADE INSTALACIONES PARA TRATAMIENTOS DE BRAQUITERAPIA

a- Braquiterapia manual - Local de TratamientoLa sala de internación o recinto de tratamiento destinada, debe adecuarse a fin de reducir las dosis por irradiación externa mediante, por ejemplo, el uso de blindajes móviles (pantallas plomadas).


Mientras se encuentra internado un paciente con implante radiactivo, la señalización de dichas salas tiene las siguientes características:

En la parte exterior de la puerta de acceso:• Señalización principal mediante el símbolo de material radiactivo (trébol negro

sobre fondo amarillo).• Información sobre el régimen de visitas.• Instrucciones sobre las condiciones de uso autorizado del local.

Dentro de la habitación: Debe contarse con las siguientes instrucciones básicas para el personal dedicado

a la atención del paciente:• Tamaño y apariencia de las fuentes.• Manipulación, almacenamiento seguro y comunicación inmediata en caso de

situaciones anormales o de emergencia.• Atención del paciente.• Control de visitas.• Notificación al responsable en caso de emergencia médica o muerte del

paciente. Al pie de la cama, debe haber un informe con la enumeración de las fuentes

colocadas y un esquema demostrativo.

Las salas deben contar con instalaciones sanitarias para uso exclusivo del paciente y de diseño adecuado para impedir el extravío de material radiactivo.

Local de Almacenamiento: El local de almacenamiento debe destinarse en forma exclusiva al alojamiento,

preparación, control y/o esterilización de fuentes radiactivas, y al mismo sólo podrán ingresar personas autorizadas.

En el mismo debe haber un depósito blindado (bunker), donde se guardan las fuentes radiactivas. La mesa de preparados tiene un blindaje que permite la visión y manipulación de las fuentes sin alterar la capacidad blindante del mismo. La manipulación de fuentes se realiza utilizando pinzas u otros elementos adecuados para ese propósito. En los contenedores donde se alojan las fuentes, debe indicarse la cantidad de ellas, así como el nombre y actividad del radionucleido que las constituye.

b- Braquiterapia remota

Este tipo de tratamientos se realiza con equipos de carga diferida de fuentes, que esencialmente consisten en:

• un contenedor blindado para el almacenamiento de las fuentes, • un mecanismo de transporte de las fuentes, • una guía flexible y un aplicador, mediante los cuales se transfieren las

fuentes selladas desde su contenedor blindado a aplicadores previamente posicionados en el paciente,



• una unidad de control separada de la unidad de tratamiento y • un switch de emergencia.

La utilización de estos equipos eliminan virtualmente las dosis que reciben el personal de enfermería y el radioterapeuta, ya que cuando las fuentes se hallan expuestas, sólo se encuentra el paciente dentro de la habitación. La consola de control del equipo está ubicada fuera del recinto blindado.

Estos equipos se ubican en habitaciones con blindajes estructurales y deberán tener dispositivos de seguridad independientes de los propios del equipo, por ejemplo:

• Señal lumínica en el exterior del local para indicar que las fuentes están fuera del blindaje.

• Señal de alarma cuando las fuentes no retornen al blindaje.• Interruptor de irradiación por apertura de puerta.

Todos los sistemas de seguridad, tanto del equipo como de la instalación, deberán verificarse periódicamente.

ANÁLISIS DEL RIESGO RADIOLÓGICO VINCULADO A LA BRAQUITERAPIA

Los riesgos asociados a esta práctica son:

Irradiación externa: para reducir la dosis por radiación externa deben optimizarse los recursos básicos de protección contra esa forma de irradiación (distancia, tiempo y blindaje).

Contaminación: debe exigirse el certificado de ensayo de pérdidas al fabricante y además realizarse periódicamente ensayos similares. Debe monitorearse rutinariamente la contaminación del local de tratamiento, de la ropa de cama y de todo otro elemento que pudiera contener material radiactivo desprendido del implante.

Extravío de fuentes: a modo de prevención, debe realizarse un inventario físico periódico y contarse con un registro del movimientos de las fuentes. Además debe ser chequeado regularmente, el número y la posición de las fuentes en el paciente y, al finalizar cada tratamiento deberá verificarse que el número de fuentes extraídas sea el mismo que el de fuentes colocadas.

Para evitar exposiciones accidentales deben observarse estrictamente los procedimientos de operación. Para ello, el personal afectado a las actividades debe conocerlos acabadamente y ejercer sus responsabilidades. Además, ese personal debe estar suficientemente capacitado con respecto a las medidas de protección radiológica que debe atender en su trabajo, tanto en situaciones normales como accidentales.

Es indicado el monitoraje de áreas y el personal que manipula las fuentes tiene que


someterse a un control dosimétrico mensual. En caso de ser necesario trasladar las fuentes, esa operación debe ser realizada por personal idóneo y en contenedores destinados a tal fin.

Deben existir procedimientos para actuación en situaciones de emergencia tales como pérdida, robo y rotura de fuentes o fallecimiento del paciente. Son necesarios registros donde se asienten el inventario radiactivo y el movimiento de las fuentes, las novedades y toda otra información referente a o modificaciones del inventario.

Previo al inicio de cada práctica de braquiterapia remota, deben realizarse simulacros con fuentes falsas para:

comprobar el recorrido automático a través del aplicador, revisar las conexiones y determinar la existencia de obstrucciones.

Uso Médico de Fuentes Abiertas. Medicina Nuclear

El uso médico de fuentes abiertas de material radiactivo, generalmente conocido como medicina nuclear, consiste en la administración de radiofármacos al paciente para:

realizar mediciones fisiológicas, obtener imágenes de órganos, glándulas o sistemas y llevar a cabo ciertos tratamientos.

Las drogas y compuestos marcados con radionucleidos específicos se depositan en el organismo en forma predecible, tanto en su localización como en la cantidad. Las ventajas de emplear esta técnica consisten en que se puede estudiar el comportamiento fisiológico en forma simple, no invasiva, a bajo costo y con bajo riesgo para el paciente. Por ejemplo los estudios funcionales de corazón proveen información, que de otro modo deberían obtenerse con caterización cardiaca. Este es un procedimiento invasivo que requiere hospitalización e implica mayor dosis de radiación, mortalidad, morbilidad y costo.

El tratamiento con radiofármacos es una pequeña parte de la práctica de medicina nuclear, si bien es muy efectiva para ciertas enfermedades. El tratamiento del hipertiroidismo (mayor actividad funcional de la glándula tiroides) es una práctica rutinaria en la medicina nuclear, que presenta ventajas frente al tratamiento quirúrgico tales como menor morbilidad, mortalidad y costo.

Otro aspecto de la medicina nuclear es el empleo de técnicas de radioinmunoensayo. Estos procedimientos no requieren la administración de material radiactivo al paciente; sino que se utiliza una muestra biológica, usualmente sangre, que se analiza en tubos de prueba (ensayos “in vitro”); para la determinación del contenido



de hormonas, vitaminas, drogas, enzimas, partículas o productos virales, antígenos de cáncer, etc.

La actividad del material radiactivo empleado, varía con el radionucleido seleccionado y con el propósito del estudio. En general, las actividades más grandes corresponden a los radionucleidos de vida media más corta. Las actividades varían de algunos kBq para estudios de absorción de vitamina B-12 con Co57 hasta los GBq para estudios con tomógrafos por emisión de positrones (PET).

Radiofármacos en Medicina

Para practicar un examen diagnóstico con radioisótopos que se administrarán al paciente, hace falta disponer de moléculas marcadas, que tengan una afinidad específica con el órgano que se debe estudiar.

Estas moléculas deben responder al doble criterio de seguridad para el paciente y eficacia para el diagnóstico. De hecho la única nocividad de estas moléculas es su radiactividad.

Las radiaciones α y β presentan cierto riesgo biológico, por lo que por lo común sólo se utilizan los isótopos emisores de radiación γ.

Además el riesgo biológico será tanto más pequeño, cuanto más rápido se eliminen del organismo. Debido a que los procesos de eliminación son relativamente lentos, se deben emplear isótopos en los que la actividad decaiga rápidamente, es decir de corto período de semidesintegración.

Los radiosótopos deben ser producidos artificialmente y después conducidos hacia los puntos de empleo, distantes muchas veces varios centenares de kilómetros. Por lo tanto, es difícil que en los servicios de medicina nuclear se pueda disponer de cantidades suficientes de radioisótopos, que tengan períodos de sólo unas horas. Para resolver este problema se recurre a los generadores isotópicos. Así:

el molibdeno 99 tiene un período de 2,8 días y se desintegra dando tecnecio 99 metaestable, cuyo período es de 6 horas. Este último puede ser separado rápidamente del elemento progenitor, para ser empleado en el servicio de medicina nuclear.

El Tc99m emite una radiación γ con una energía de 140 keV que puede ser detectada desde el exterior del paciente. Sin embargo, ninguna molécula biológica contiene tecnecio y ha sido necesario desarrollar toda una química de este elemento para poder marcar moléculas biológicamente interesantes con un átomo extraño. Por otra parte, antes de su empleo ha sido necesario asegurarse de que su presencia no modifique en forma fundamental el comportamiento biológico de la molécula.


El marcado de una molécula por un radioisótopo de período medio corto, como el I123 o el Tc99m, precisa la puesta a punto de métodos rápidos y de alto rendimiento, para evitar una purificación antes de su empleo y que sean perfectamente reproducibles. Los reactivos necesarios para la preparación del producto marcado son comercializados en forma de fármacos listos para su empleo y que se deben usar siguiendo un método generalmente simple, pero riguroso, para obtener un radiofármaco conforme con los criterios de calidad garantizados. Sabemos que las moléculas biológicas están constituidas principalmente por hidrógeno, carbono, oxígeno y nitrógeno. Estos elementos tienen isótopos emisores de positrones. Los positrones, como ya dijimos, son electrones que tienen una carga eléctrica positiva, al contrario de los electrones negativos que forman la materia. Cuando un positrón interacciona con un electrón, ambos desaparecen para dar radiaciones γ, que parten en direcciones opuestas. Por lo tanto, los radioisótopos emisores de positrones pueden ser detectados desde el exterior del cuerpo. Éste es el caso del C11, N13 y O15 que tienen períodos cortos: 20, 10 y 2 minutos respectivamente. Desde el punto de vista biológico es una ventaja, pero deben ser fabricados en el mismo punto de empleo. Esta producción es posible mediante un acelerador de partículas, llamado ciclotrón que representa una considerable inversión. Por esta razón muy pocos servicios de medicina nuclear en el país cuentan con él.

USO DIAGNÓSTICO DE RADIOFÁRMACOS EN MEDICINA NUCLEAR

Se describen a continuación, algunos de los estudios de diagnóstico y tratamientos para distintos órganos, que se pueden realizar en medicina nuclear.

a- Tiroides

La tiroides es de especial importancia en el desarrollo del individuo, por la influencia que se deriva de su secreción hormonal, en el metabolismo de todos los tejidos y sistemas.

Desde el punto de vista de medicina nuclear y debido a su íntima relación con al yodo, es una de las glándulas cuya fisiopatología es mejor conocida merced justamente al uso de radioyodo, desde hace más de medio siglo.

El yodo ingresa al organismo usualmente por la vía digestiva, pasa a la circulación y se distribuye el llamado compartimiento de yoduros. El yoduro sigue principalmente dos caminos: es eliminado por riñón o se incorpora activamente al tiroides.

Captación tiroidea: Esta prueba se difundió con el uso de I131 y fue el método de elección utilizado por más de 30 años. En base a la relativamente alta tasa de dosis de radiación, proporcionada por el empleo de este trazador su uso se ha restringido; y fue reemplazado por la captación con I123, en aquellos países que puedan disponer de este radionucleido, o con Tc99m.



Para esta práctica se puede utilizar:

• I123 como yoduro de sodio en cápsulas de 1,85 a 3,70 MBq (50 a 100 μCi) de administración oral,

• I131 como yoduro de sodio en solución o cápsulas de 185 a 740 kBq (5 a 20 μCi) de administración oral o

• Tc99m como pertecnectato de sodio en solución de 7,4 - 11,1 MBq (200 a 300 μCi).

En esta técnica, se mide la radiactividad en tiroides a lapsos variables y se compara con la de un testigo. Los valores de captación se hallan elevados en el hipertiroidismo (mayores del 5%) y descendidos en el hipotiroidismo, tiroiditis o bloqueo. Por otra parte, su empleo es indispensable para el cálculo de actividades a ser administradas al paciente en el tratamiento de hipertiroidismo y en el seguimiento del cáncer diferenciado de tiroides.

Tiempo medio tiroideo: Este método es una prolongación del estudio de captación tiroidea, y se efectúan mediciones en días sucesivos hasta el séptimo u octavo día. Los datos que surgen de la medición de la actividad de la tiroides se grafican en papel semilogarítmico en el eje de las ordenadas (es decir la coordenada vertical del papel semilogaritmico – y -), el tiempo en el eje de las absisas (es decir en la coordenada horizontal del papel semilogaritmico – x -), y se determina el tiempo medio tiroideo, que en pacientes normales es de alrededor de 7 días; en caso de hipertiroidismo este valor se acorta por debajo de los 5 días. Esta prueba puede utilizarse para el cálculo de actividad de I131 requerida para el tratamiento de hipertiroidismo.

Centellografía tiroidea: Permite obtener una morfología funcional de la glándula. Los nódulos o formaciones tiroideas pueden concentrar el trazador en igual, mayor o menor proporción que el tejido normal y de acuerdo con esto, se los clasifica en tibios, calientes o fríos respectivamente. El visualizar la glándula traduce una información funcional, pues está condicionada a la capacidad de concentración y organificación tiroidea según el trazador utilizado; esta secuencia funcional provee la visión morfológica glandular y objetiva de la existencia de lesiones focales “calientes” o “frías” intratiroideas y la existencia de masas que concentran el trazador fuera de la tiroides.

Los trazadores utilizados son:

• I123 como yoduro de sodio, de 11,1 a 18,5 MBq (300 a 500 μCi), • I131 como yoduro de sodio, de 18,5 a 3,70 MBq (50 a 100 μCi) en ambos casos

administrados horas antes por vía oral o • Tc99m como pertecnectato de sodio, 185 MBq (5 mCi) vía intravenosa, entre 15

y 30 minutos antes de la realización del estudio.

Dada la alta dosis de radiación producida por el I131, se sugiere reservar su uso al seguimiento del carcinoma de tiroides.


Las imágenes se realizan:

• a las 24 horas cuando se emplea I131, • las de I123 a las 6 horas y • las de Tc99m a los 20-30 minutos.

A este grupo de trazadores, se agregan en determinadas condiciones el uso de Tl201, Ga67 e In111 entre otros.

El examen de las imágenes obtenidas comprende:

• forma, • tamaño, • posición, • irregularidades de distribución del trazador, coincidentes o no con formaciones

palpables y existencia de áreas extratiroideas que concentren el trazador. La introducción del SPECT, las nuevas técnicas de imágenes oblicuas y la sensibilidad y resolución de los equipos actuales ha incrementado enormemente las posibilidades de las centellografía tiroidea; como asimismo, ha disminuido considerablemente la proporción de formaciones tibias, consideradas como posiblemente frías por interferencia del tejido que las rodea.

En resumen se puede indicar que las imágenes centellográficas que proporciona la medicina nuclear son de especial importancia en:

a. La investigación del bocio.b. La determinación de las características funcionales de los nódulos y

consecuentemente la presunción de atipías.c. La investigación del tejido tiroideo ectópico.d. La investigación y seguimiento del carcinoma tiroideo.e. Contribuye al diagnóstico de hipertiroidismo, de sus características y posterior

seguimiento, así como a descartar agenesia tiroidea.

Centellograma corporal (rastreo corporal total): este estudio se emplea en la investigación de metástasis de carcinoma diferenciado de tiroides, generalmente después de tiroidectomía amplia.

Algunas de las formaciones de muy pequeño volumen que concentran radioyodo, sólo son detectables con este método centellográfico.

Como trazadores se emplean I123 o I131 en actividades variables entre 37 y 370 MBq (1 a 10 mCi), de acuerdo a la etapa de la afección y la metodología empleada.

b- Hígado



La contribución de la medicina nuclear en la evaluación de las enfermedades hepatobiliares, ha modificado significativamente el diagnóstico de las colecistopatías. Su aporte es preponderante en los casos agudos, al permitir en corto lapso con gran seguridad, confirmar o descartar la permeabilidad del conducto cístico, ejerciendo de esta manera una decisiva influencia en la conducta médica a seguir.

En la centellografía hepatobiliar habitualmente, se inyecta a los pacientes una actividad que oscila entre 185 y 555 MBq (5 y 15 mCi) de Tc99m; procediéndose a tomar imágenes secuenciadas hasta la aparición de la vesícula y el tracto intestinal. Por las características del estudio, sus indicaciones contemplan una importante variedad de procesos patológicos hepatobiliares.

A nivel pediátrico, los recién nacidos que presentan hiperbilirrubina conjugada, constituyen un grupo de pacientes de alto riesgo; en los que urge diagnosticar si la causa de ictericia se debe a una clestasis intra o extrahepática. El pronto hallazgo de una atresia de las vías biliares, mejora notablemente el pronóstico con respecto al funcionamiento de la función hepática y la sobrevida de los mismos. Por otra parte si la corrección quirúrgica no es posible, deben arbitrarse las medidas para efectuar trasplante hepático antes de que el deterioro sea irreversible.

c- Corazón

Los mayores avances en los últimos tiempos se han dado en el campo de los estudios de perfusión, los que proveen al cardiólogo de importante información pronóstica. Esto se deriva de la capacidad de los estudios de perfusión para confirmar la presencia y precisar la extensión del miocardio en riesgo.

La valoración pronóstica de los estudios de perfusión es aplicable a tres poblaciones:

1. Pacientes con enfermedad coronaria crónica: permite separar los pacientes con alto riesgo de infarto o muerte, para que sean sometidos a terapéuticas agresivas, y también distingue a aquellos con muy bajo riesgo, en los que no se justifica ninguna intervención.

2. Pacientes que deben ser sometidos a cirugía no cardíaca: los estudios de perfusión han demostrado ser particularmente útiles en la estratificación preoperatoria de la cirugía cardiovascular. Estos pacientes tienen elevada probabilidad de presentar antecedentes o aún enfermedad coronaria asintomática. Para las cirugías no vasculares se recomienda la estratificación con este estudio, para aquellos pacientes con antecedentes clínicos y que deban someterse a cirugías de gran envergadura.

3. Pacientes con infarto de miocardio reciente: inicialmente la ergometría fue el método elegido para la estratificación del riesgo post infarto.

Los estudios de perfusión presentan una serie de ventajas como:


• mayor sensibilidad en la detección de enfermedad de múltiples vasos, • capacidad de localizar la isquemia en los distintos territorios vasculares, • diferenciación entre isquemia del territorio infartado o no, e• identificación de disfunción del ventrículo izquierdo intraejercicio.

Asimismo la valoración de la función ventricular y la motilidad parietal en reposo y ejercicio, también proveen información al respecto. Se pueden realizar estudios de perfusión y de función y valorar ambos simultáneamente.

Otro diagnóstico que posibilita la medicina nuclear en estudios cardíacos, es la llamada viabilidad miocárdica, es decir que sectores del corazón podrán recuperar su función con la revascularización.

Los principales isótopos utilizados en estos estudios son el Tl201 y el Tc99m marcando distintos tipos de fármacos. Las actividades involucradas son del orden de 740 MBq a 1,11 GBq (20 a 30 mCi) y las imágenes se obtienen en reposo y bajo esfuerzo dependiendo del tipo de estudio.

d- Riñón

Se realizan estudios funcionales y dinámicos renales, mediante técnicas de análisis compartimentales (“in vitro”), la obtención de imágenes en forma secuencial y la obtención de curvas actividad-tiempo a partir de las regiones de interés fijadas sobre las áreas renales visualizadas por las imágenes.

e- Pulmón

La centellografía pulmonar tiene un papel significativo en el diagnóstico de tromboembolia pulmonar, en la documentación de su historia natural y en la evaluación de su terapéutica.

La centellografía pulmonar de perfusión, se realiza por administración endovenosa, en general de seroalbúmina humana desnaturalizada en forma de coloides o macroagregados, y pueden utilizarse también microesferas marcadas con Tc99m.

La centellografía pulmonar de ventilación, se realiza haciendo inhalar aerosoles al paciente. Los radionucleidos empleados son el Tc99m y Xe133 pero, teniendo en cuenta que este tipo de estudios son fundamentalmente requeridos por los servicios de emergencia, se usa preferentemente el primero por su disponibilidad inmediata.

f- Huesos

El tejido óseo posee un metabolismo muy dinámico, en función del cual se encuentra en un proceso constante de reabsorción y neoformación. Aprovechando esta propiedad se pueden incorporar radiotrazadores al esqueleto, cuyo rastreo con detectores externos permite la obtención de las imágenes, con la consecuente evaluación de los distintos procesos patológicos.



En la actualidad se están utilizando compuestos de fósforo marcados con Tc99m, siendo los más utilizados los difosfonatos. Otros marcadores utilizados son:

el Tc99m pertecnectato que se utiliza para la patología inflamatoria articular, Ga67 con un comportamiento orgánico similar al del hierro, como trazador de

procesos infecciosos y tumorales, leucocitos autólogos marcados con In111 o Tc99m en procesos infecciosos óseos o

articulares , I131 para la detección de metástasis óseas, coloides marcados con Tc99m para demostrar expansión hemopoyética de la

médula ósea activa y los defectos locales debidos a desplazamientos producidos por enfermedades infiltrativas.

g- Esófago

Las técnicas de diagnóstico más comunes, utilizan fundamentalmente Tc99m en distintas formas, marcadas con actividades que varían entre 5,55 y 185 MBq (150 μCi y 5 mCi); para determinaciones de espasmo difuso de esófago, reflujo esofágico, reflujo gastroesofágico y esófago de Barret.

La administración del radiofármaco se realiza vía oral (o endovenosa en el último caso citado) y se obtienen imágenes secuenciadas a distintos tiempos.

h- Cerebro

Entre las patologías neurológicas que han sido y son constante estudio con los equipos tecnológicamente más avanzados (SPECT, PET) se pueden mencionar:

la demencia (enfermedad de Alhzheimer, de Pick, demencia vascular isquémica),

enfermedad cerebrovascular, epilepsia y traumatismo de cráneo.

USO TERAPÉUTICO DE RADIOFÁRMACOS EN MEDICINA NUCLEAR

Las fuentes radiactivas abiertas, utilizadas en terapia comprenden radiofármacos metabolizables y dispersiones.

Los radionucleidos terapéuticos pueden ser emisores α, β ó emisores de electrones Auger. Debido a la diferente penetración tisular de este tipo de partículas, la mayoría de los compuestos utilizados son emisores β; por lo que comúnmente este tipo de tratamientos reciben el nombre de betaterapia.

La ventaja que ofrece la terapia con radiofármacos de partículas directamente ionizantes (α, β, electrones Auger), sobre la terapia externa o con radiofármacos


emisores de fotones X y/o γ; es que la primera ofrece un tratamiento específico con escasa o nula irradiación de los tejidos sanos circundantes.

RADIOFÁRMACOS METABOLIZABLES

a- Yodo 131 (yoduro): Su uso se basa en el papel prevalente del tiroides en el metabolismo del halógeno, y se emplean las emisiones beta del I131 sobre las células tiroideas.

Se utiliza para el tratamiento de neoplasias derivadas de la cresta neural, que revelen una elevada captación en un estudio previo. Es particularmente utilizado en el tratamiento de feocromocitoma maligno, paraganglioma maligno, neuroblastomas estadíos III y IV, carcinoma tiroideo medular y tumores malignos metastásicos y sintomáticos

b- Fósforo 32: Se usa en el tratamiento de enfermedades mieloproliferativas

como policitemia vera y trombocitopenia, como así también en el tratamiento de metástasis óseas. La actividad administrada depende del criterio médico.

Otros radionucleidos metabolizables utilizados para terapia comprenden: Re186 que se utiliza en el tratamiento de metástasis óseas de carcinomas de próstata, pulmón y mama, con una actividad de 1,295 GBq (35 mCi) para el tratamiento paliativo del dolor, Sm153 como paliativo del dolor en metástasis óseas

Técnicas de Detección “In Vitro”

Estas pruebas son las más sencillas y menos costosas de la medicina nuclear. Por otra parte, las cantidades químicas de radionucleidos trazadores son tan pequeñas que no pueden inducir efectos farmacológicos ni alterar los parámetros fisiológicos. Estas características especiales permiten aplicar las técnicas a mujeres embarazadas y recién nacidos, así como repetirlos periódicamente para vigilar la evolución de una enfermedad o los efectos de un tratamiento.

Las técnicas más comunes son el radioinmunoanálisis (RIA) y el análisis inmunoradiométrico (IRMA), que combinan la especificidad única de los procesos inmunológicos con la sensibilidad, también única, de las pruebas basadas en la radiactividad. Estos procedimientos han aumentado la sensibilidad de las mediciones bioquímicas por un factor de un millón, de microgramos a picogramos, o que permite descubrir una producción hormonal insospechada.

Se utilizan para detectar y medir cantidades ínfimas de cualquier sustancia inmunogética de interés médico. Entre ellas están las hormonas, las enzimas, las proteínas, los medicamentos y los estupefacientes, así como sustancias producidas y segregadas por ciertos tumores, las llamadas marcadores tumorales.

La comprobación in vitro incluye además el uso de sondas radiactivas de ADN o



marcadores genéticos, que se utilizan para identificar pequeñas porciones específicas de ADN presentes en el material genético de las células. Estas pequeñas porciones se pueden amplificar posteriormente o copiarse mediante el método de reacción en cadena de polimerasa, para que haya suficiente material para analizar incluso la muestra que contiene una minúscula cantidad de ADN de una sola célula.

La obtención de huellas genéticas, como se le conoce popularmente, es especialmente útil para detectar enfermedades transmisibles como:

la lepra, la malaria, la leishmaniasis, la esquistosomiasis y

las enfermedades hereditarias como:

la fibrosis cística, la hemofilia y la talasemia.

También es útil en la identificación de progenitores, en la medicina forense y en criminalística, antropología y paleontología.

El método radioinmunoanálisis es altamente específico y sensible, para determinar moléculas biológicamente importantes en los fluidos del cuerpo. La concentración de una sustancia desconocida, se mide determinando su efecto inhibitorio en la unión de un antígeno radiomarcado al anticuerpo.

Para realizar un procedimiento de radioinmunoanálisis se preparan una serie de tubos cada uno conteniendo una cantidad fija de antígeno marcado en un diluyente estándar. En algunos tubos se agregan las muestras desconocidas a ser ensayadas y en otros cantidades conocidas de antígenos.

Además se agrega a cada tubo una dilución apropiada de antisuero. Después de un período de incubación que varía de horas a días, dependiendo de la sustancia a ser ensayada, el grado de unión del antígeno marcado, se mide usando métodos de separación. Se determina la relación entre antígeno ligante marcado al antígeno ligante libre y se grafica una curva. Se determina la concentración en cada muestra comparando la relación entre ligantes en cada tubo con las relaciones de los estándares conocidos.

Con radioinmunoanálisis se pueden medir concentraciones muy bajas del elemento bajo estudio y esta alta sensibilidad del método la hace apropiada para determinar la concentración de muchas hormonas peptídicas. Sin embargo, la aplicación del principio de radioinmunoanálisis no se limita a los sistemas inmunológicos; sino que se puede extender a otros sistemas donde haya una sustancia ligante o reactiva


específica, incluyendo proteínas, enzimas o localizaciones receptoras de tejidos.

El principal radionucleido empleado es el I125, aunque dependiendo del tipo de estudio puede utilizarse también I131, Co57, Se75, H3 y C14. Todos estos isótopos se utilizan en forma de moléculas marcadas y las actividades involucradas en esta técnica son del orden de los μCi por ensayo.

Otros métodos “in vitro” incluyen:

a. Ensayos radioinmunométricos, que se diferencian del anterior en que se lo considera una técnica no competitiva; debido a que no implica competición entre las moléculas marcadas con la no marcadas.

b. Autorradiografía, que consiste en colocar en placas de vidrio tejidos marcados con material radiactivo, que se colocan contra una película radiográfica por períodos de tiempo variable (horas a meses) para obtener la autorradiografía. Usualmente se emplean emisores beta de energía moderada como el P32 y el S35.

Riesgos RadiológicosAsociados con las Prácticas de Medicina Nuclear

Durante la realización de prácticas de medicina nuclear, cuatro clases de personas están expuestas a las radiaciones. Estos son:

los pacientes, los trabajadores de la salud ocupacionalmente expuestos a las radiaciones

(médicos, técnicos y enfermeros), los trabajadores de la salud no ocupacionalmente expuestos a las radiaciones y miembros del público que se hallan en la cercanías del material radiactivo antes,

durante o después del uso médico de dichos materiales, incluyendo aquéllos en las cercanías de los pacientes a quienes se les ha administrado material radiactivo.

Los riesgos asociados a esta práctica son:

la irradiación externa y la contaminación interna (por ingestión o inhalación) del personal.

Desde la recepción del material radiactivo en el servicio de medicina nuclear, se deben considerar las potenciales exposiciones a la radiación que resulten en las etapas de fraccionamiento del material radiactivo y/o marcación de fármacos, administración del radiofármaco al paciente (vía endovenosa, oral o por inhalación) y durante la realización de los estudios y obtención de las imágenes.



De acuerdo con lo anteriormente expresado, se debe contar con procedimientos de trabajo que contemplen entre otros:

a. El correcto empleo de las técnicas, por ejemplo, si la boquilla utilizada en los estudios de ventilación pulmonar no se ajusta adecuadamente se aumenta la concentración de aerosoles en el ambiente.

b. El mantenimiento de los radioisótopos dentro de sus contenedores blindados convenientemente señalizados.

c. El uso de elementos de manipulación a distancia cuando ello sea posible (pinzas, mangueras de extensión para jeringas, etc.).

d. El uso de elementos de protección personal destinados a minimizar el riesgo de contaminación, tales como el uso de guantes para evitar la contaminación de manos y la posterior contaminación interna debido a la ingestión de alimentos o sistemas de pipeteo que eviten realizar esta tarea en forma directa.

e. La adecuada gestión de los residuos radiactivos, dado que el material contaminado (jeringas, agujas, algodones, etc.) debe mantenerse en depósito dentro de contenedores blindados para lograr que la actividad retenida en los mismos decaiga a niveles insignificantes, para entonces permitir su posterior eliminación como residuo convencional o peligroso, según corresponda.

f. Instrucciones para las personas encargadas del cuidado del paciente, especialmente en los casos de terapia.

g. Delimitación de las áreas permitiendo el acceso al cuarto de fraccionamiento sólo a personal entrenado.

h. Medidas a ser adoptadas en caso de accidentes tales como derrames de material radiactivo.

i. Muestreo de las superficies y monitoreo de las áreas de trabajo, estas tareas deberían estar previstas en forma rutinaria y realizarse antes de iniciar las tareas y una vez finalizadas las mismas.

Dado que las técnicas de radioinmunoanálisis emplean muy pequeñas cantidades de material radiactivo, resultan en exposiciones a la radiación, muy poco significativas por lo que las personas que las realizan no necesitan ser considerados como ocupacionalmente expuestos, siempre que se trate de la única fuente de radiación a la que podrían estar expuestos.


Ejercicios

Preguntas de síntesis

1) Mencione ventajas y desventajas de la braquiterapia.

2) Menciones ventajas y desventajas de los aceleradores lineales.

3) Busque información sobre los tomógrafos de positrones, para qué sirven y su principio de funcionamiento.

4) Cite los riesgos radiológicos asociados con las prácticas de medicina nuclear.

5) ¿Qué son y para qué sirven las técnicas de detección “in vitro”?

6) Señale, si las hay, las diferencias entre teleterapia y radioterapia.



Glosario

Radioterapia. Teleterapia. Braquiterapia manual o remota.Equipos de radioterapia profunda o superficial.Equipos de alta energía, de cobaltoterapia.Aceleradores lineales.Braquiterapia Intracavitaria y Intersticial.Implantes permanentes y transitorios.Superficie de referencia.Irradiación externa, contaminación, extravío de fuentes.Medicina nuclear.Radiofármacos.Técnicas de radioinmunoensayo. generadores isotópicos. Captación tiroidea.Tiempo medio tiroideo.Centellografía tiroidea.Trazadores.Centellograma corporal (rastreo corporal total).Centellografía hepatobiliar.Viabilidad miocárdica,Centellograma pulmonar de perfusión y ventilación.Betaterapia.Radiofármacos metabolizados.Técnicas de detección “in vitro”.Radioinmunoanálisis (RIA) y el análisis inmunoradiométrico (IRMA),huellas genéticas.


Unidad


Rayo Láser




Reconocer el avance de los logros históricos que hicieron a la creación de la tecnología láser.

Identificar las principales aplicaciones de la misma.

Internalizar la clasificación de los mismos.

Reconocer los parámetros que hacen a esa clasificación.

Asociar las consecuencias en la salud que cada una de esas categorías presenta.

Valorar las medidas de protección necesarias para cada uno de los casos anteriores.


Introducción

Si bien en otras asignaturas Ud. ya ha visto conceptos referidos a los laser , revisaremos los mismos y específicamente veremos aquellos aspectos que hacen a la protección

Historia

En 1916, Albert Einstein estableció los fundamentos para el desarrollo de los láseres y de sus predecesores, los máseres (que emiten microondas), utilizando la ley de radiación de Max Planck basada en los conceptos de emisión espontánea e inducida de radiación. La teoría fue olvidada hasta después de la Segunda Guerra Mundial, cuando fue demostrada definitivamente por Willis Eugene Lamb y R. C. Rutherford.

En 1953, Charles H. Townes y los estudiantes de postgrado James P. Gordon y Herbert J. Zeiger construyeron el primer máser: un dispositivo que funcionaba con los mismos principios físicos que el láser, pero que produce un haz coherente de microondas. El máser de Townes era incapaz de funcionar en continuo. Nicolay Gennadiyevich Basov y Aleksandr Mikhailovich Prokhorov, de la Unión Soviética trabajaron independientemente en el oscilador cuántico y resolvieron el problema de obtener un máser de salida de luz continua; utilizando sistemas con más de dos niveles de energía. Townes, Basov y Prokhorov compartieron el Premio Nobel de Física en 1964 por “los trabajos fundamentales en el campo de la electrónica cuántica”, los cuales condujeron a la construcción de osciladores y amplificadores basados en los principios de los máser-láser.

Townes y Arthur Leonard Schawlow son considerados los inventores del láser, el cual patentaron en 1960. Dos años después, Robert Hall inventa el láser semiconductor. En 1969 se encuentra la primera aplicación industrial del láser, al ser utilizado en las soldaduras de los elementos de chapa en la fabricación de vehículos y, al año siguiente Gordon Gould patenta otras muchas aplicaciones prácticas para el láser.

En 1980, un grupo de físicos de la Universidad de Hull liderados por Geoffrey Pret registran la primera emisión láser en el rango de los rayos X. Cinco años después se comienza a comercializar el disco compacto, donde un haz láser de baja potencia “lee” los datos codificados en forma de pequeños orificios (puntos y rayas) sobre un disco óptico con una cara reflectante. Posteriormente esa secuencia de datos digitales se transforma en una señal analógica que permite la escucha de los archivos musicales. Inmediatamente después la tecnología desarrollada se usa en el campo del almacenamiento masivo de datos. En 1994 en el Reino Unido, se utiliza por primera vez la tecnología láser en cinemómetros para detectar conductores con exceso de velocidad. Posteriormente se extiende su uso por todo el mundo.



Ya en el siglo XXI, científicos de la Universidad de St. Andrews crean un láser que puede manipular objetos muy pequeños. Al mismo tiempo, científicos japoneses crean objetos del tamaño de un glóbulo rojo utilizando el láser. En 2002, científicos australianos “teletransportan” con éxito un haz de luz láser de un lugar a otro . Dos años después el escáner láser permite al Museo Británico efectuar exhibiciones virtuales. En 2006, científicos de la compañía Intel descubren la forma de trabajar con un chip láser a base de silicio, abriendo las puertas para el desarrollo de redes de comunicación mucho más rápidas y eficientes.

El Máser

Es un acrónimo de Microwave Amplification by Stimulated Emission of Radiation (amplificador de microondas por la emisión estimulada de radiación). Como su nombre indica, su funcionamiento está basado en el fenómeno de emisión estimulada de radiación, enunciado por Albert Einstein en 1916.

FUNCIONAMIENTO

Es un amplificador similar al láser, pero opera en la región de microondas del espectro electromagnético y sirve para recibir señales muy débiles. Cuando una molécula o un átomo se hallan en un estado energético adecuado y pasan cerca de una onda electromagnética, ésta puede inducirles a emitir energía en forma de otra radiación electromagnética, con la misma longitud de onda que refuerza la onda de paso. Así se desencadena una cascada de fenómenos que llevan a aumentar mucho la intensidad del impulso original.

En algunas nubes de materiainterestelar, excitada por la radiación de estrellas cercanas se produce el mismo fenómeno, que conduce a la formación de un intenso haz de radiación con longitud de onda bien definida.

Figura 1 - Máser de hidrógeno


Láser

Es el acrónimo “ Light Amplification by Stimulated Emission of Radiation “, amplificación de luz por emisión estimulada de radiación

Es un dispositivo de amplificación de luz mediante emisión estimulada de radiación. Los láser son aparatos que amplifican la luz y producen haces de luz coherente; su frecuencia va desde el infrarrojo hasta los rayos X.

Definición:

Un haz de luz es coherente cuando sus ondas, o fotones, se propagan de forma acompasada, o en fase. Esto hace que la luz láser pueda ser extremadamente intensa, muy direccional, y con una gran pureza de color (frecuencia).

PRINCIPIO DE FUNCIONAMIENTO

Los láseres obligan a los átomos a almacenar luz y emitirla en forma coherente. Primero, los electrones de los átomos del láser son bombardeados hasta un estado excitado por una fuente de energía. Después, se los ‘estimula’ mediante fotones externos, para que emitan la energía almacenada en forma de fotones, mediante un proceso conocido como emisión estimulada.

Los fotones emitidos tienen una frecuencia que depende de los átomos en cuestión y se desplazan en fase con los fotones que los estimulan. Los fotones emitidos chocan a su vez con otros átomos excitados y liberan nuevos fotones. La luz se amplifica a medida que los fotones se desplazan hacia atrás y hacia adelante entre dos espejos paralelos desencadenando nuevas emisiones estimuladas. Al mismo tiempo, la luz láser, intensa, direccional y monocromática, se ‘filtra’ por uno de los espejos, que es sólo parcialmente reflectante.

LÁSERES DE SEMICONDUCTORES

Los láseres de semiconductores son los más compactos, y suelen estar formados por una unión entre capas de semiconductores con diferentes propiedades de conducción eléctrica. La cavidad del láser se mantiene confinada en la zona de la unión mediante dos límites reflectantes. El arseniuro de galio es el semiconductor más usado.

Los láseres de semiconductores se bombean mediante la aplicación directa de corriente eléctrica a la unión, y pueden funcionar en modo de onda continua con una eficiencia superior al 50%. Se ha diseñado un método que permite un uso de la energía aún más eficiente. Implica el montaje vertical de láseres minúsculos, con una densidad superior al millón por centímetro cuadrado.



LÁSER DE ESTADO SÓLIDO

Los medios más comunes en el láser de estado sólido son varillas de cristal de rubí o vidrios y cristales con impurezas de neodimio. Los extremos de la varilla se tallan de forma que sus superficies sean paralelas y se recubren con una capa reflectante no metálica. Estos proporcionan las emisiones de mayor energía.

Normalmente funcionan por pulsos, y generan un destello de luz durante un tiempo breve. Se han logrado pulsos de sólo 1,2 . 10-14 segundos, útiles para estudiar fenómenos físicos de duración muy corta.

El bombeo se realiza mediante luz de tubos de destello de xenón, lámparas de arco o de vapor metálico. La gama de frecuencias se ha ampliado desde el infrarrojo (IR) hasta el ultravioleta (UV) al multiplicar la frecuencia original del láser con cristales de dihidrogenofosfato de potasio, y se han obtenido longitudes de onda aún más cortas, correspondientes a rayos X, que enfocan el haz de un láser sobre blancos de itrio.

LÁSERES DE GAS

El medio de un láser de gas puede ser un gas puro, una mezcla de gases o incluso un vapor metálico, y suele estar contenido en un tubo cilíndrico de vidrio o cuarzo. En el exterior de los extremos del tubo se sitúan dos espejos para formar la cavidad del láser. Los láseres de gas son bombeados por luz ultravioleta, haces de electrones, corrientes eléctricas o reacciones químicas.

El láser de helio-neón resalta por su elevada estabilidad de frecuencia, pureza de color y mínima dispersión del haz.

Los láseres de dióxido de carbono son muy eficientes, y son los láseres de onda continua más potentes.


LÁSERES LÍQUIDOS

Los medios más comunes en los láseres líquidos son tintes inorgánicos contenidos en recipientes de vidrio. Se bombean con:

• lámparas de destello intensas -cuando operan por pulsos- o

• un láser de gas -cuando funcionan en modo de onda continua (CW).

La frecuencia de un láser de colorante sintonizable puede modificarse mediante un prisma situado en la cavidad del láser.

LÁSERES DE ELECTRONES LIBRES

En 1977 se desarrollaron por primera vez láseres que emplean haces de electrones para producir radiación, no ligados a átomos, que circulan a lo largo de las líneas de un campo magnético; actualmente están adquiriendo importancia como instrumentos de investigación.

Su frecuencia es regulable, como ocurre con los láseres de colorante, y en teoría un pequeño número podría cubrir todo el espectro, desde el infrarrojo hasta los rayos X. Con los láseres de electrones libres debería generarse radiación de muy alta potencia, que actualmente resulta demasiado costosa de producir.

Aplicaciones del Láser

Los posibles usos del láser son casi ilimitados. El láser se ha convertido en una herramienta valiosa en la industria, la investigación científica, la tecnología militar o el arte.



INDUSTRIA

Es posible enfocar sobre un punto pequeño un haz de láser potente, con lo que se logra una enorme densidad de energía. Los haces enfocados pueden calentar, fundir o vaporizar materiales de forma precisa. Por ejemplo, los láseres se usan para:

• taladrar diamantes, • modelar máquinas herramientas, • recortar componentes microelectrónicos, • calentar chips semiconductores, • cortar patrones de moda, • sintetizar nuevos materiales o • intentar inducir la fusión nuclear controlada.

El potente y breve pulso producido por un láser, también hace posible fotografías de alta velocidad con un tiempo de exposición de algunas billonésimas de segundo. En la construcción de carreteras y edificios, se utilizan láseres para alinear las estructuras.

INVESTIGACIÓN CIENTÍFICA

Los láseres se emplean para detectar los movimientos de la corteza terrestre y para efectuar medidas geodésicas.

También son los detectores más eficaces de ciertos tipos de contaminación atmosférica.

Los láseres se han empleado igualmente para determinar con precisión la distancia entre la Tierra y la Luna y en experimentos de relatividad. Actualmente se desarrollan conmutadores muy rápidos activados por láser para su uso en aceleradores de partículas, y se han diseñado técnicas que emplean haces de láser para atrapar un número reducido de átomos en un vacío con el fin de estudiar sus espectros con una precisión muy elevada.

Como la luz del láser es muy direccional y monocromática, resulta fácil detectar cantidades muy pequeñas de luz dispersa o modificaciones en la frecuencia provocadas por materia. Midiendo estos cambios, los científicos han conseguido estudiar las estructuras moleculares.

Los láseres han hecho que se pueda determinar la velocidad de la luz con una precisión sin precedentes, también permiten inducir reacciones químicas de forma selectiva y detectar la existencia de trazas de sustancias en una muestra.

COMUNICACIONES


La luz de un láser puede viajar largas distancias por el espacio exterior con una pequeña reducción de la intensidad de la señal. Debido a su alta frecuencia, la luz láser puede transportar, por ejemplo, 1.000 veces más canales de televisión de lo que transportan las microondas. Por ello, los láseres resultan ideales para las comunicaciones espaciales. Se han desarrollado fibras ópticas de baja pérdida que transmiten luz láser para la comunicación terrestre, en sistemas telefónicos y redes de computadoras. También se han empleado técnicas láser para registrar información con una densidad muy alta. Por ejemplo, la luz láser simplifica el registro de un holograma, a partir del cual puede reconstruirse una imagen tridimensional mediante un rayo láser.

MEDICINA

Con haces intensos y estrechos de luz láser, es posible cortar y cauterizar ciertos tejidos en una fracción de segundo sin dañar al tejido sano circundante. El láser se ha empleado para ‘soldar’ la retina, perforar el cráneo, reparar lesiones y cauterizar vasos sanguíneos. También se han desarrollado técnicas láser para realizar pruebas de laboratorio en muestras biológicas pequeñas.

TECNOLOGÍA MILITAR

Los sistemas de guiado por láser para misiles, aviones y satélites son muy comunes. La capacidad de los láseres de colorante sintonizables para excitar de forma selectiva un átomo o molécula puede llevar a métodos más eficientes para la separación de isótopos en la fabricación de armas nucleares.

Láser Atómico

En enero de 1997, un equipo de físicos estadounidenses anunció la creación del primer láser compuesto de materia en vez de luz. Del mismo modo que en un láser de luz cada fotón viaja en la misma dirección y con la misma longitud de onda que cualquier otro fotón, en un láser atómico cada átomo se comporta de la misma manera que cualquier otro átomo, formando una “onda de materia” coherente.

Los científicos confían en las numerosas e importantes aplicaciones potenciales de los láseres atómicos; aunque presenten algunas desventajas prácticas frente a los láseres de luz, debido a que los átomos están sujetos a fuerzas gravitatorias e interaccionan unos con otros de forma distinta a como lo hacen los fotones.

Categorías de Láser

El Instituto Americano Nacional de Estándares (ANSI) divide todos los láseres en cuatro grupos, de acuerdo con el riesgo que entraña su utilización. Estas clasificaciones de peligrosidad del laser, se utilizan para hacer constar el grado



inherente de peligrosidad de un sistema láser, y la extensión de los controles de seguridad requeridos. Este rango va desde los láseres de clase I (que son inherentemente seguros para la visión directa del haz bajo muchas condiciones), hasta los láseres de clase IV (los cuales requieren las normas de seguridad más estrictas).

Esta división se basa en la máxima radiación emitida por el láser que puede causar daño. Para esto, se han definido dos parámetros:

• La apertura a través de la cual se recibe la radiación. • La distancia a la fuente láser a la que se realizan las mediciones.

Clase I - Incluye todos los láseres que, bajo condiciones de trabajo normal, no emiten radiación que pueda causar daño. En la práctica, estos láseres con llamados “ Láseres Seguros para los Ojos “, y estos no pueden causar ningún daño a nadie que esté expuesto directamente al haz láser un periodo de 8 horas (3*10 4[sec]), sin importar de qué longitud de onda se trate.

Por ejemplo, la máxima potencia del láser de He-Ne de clase I es 0.4 microwatios.

Los láseres de clase I son láseres que inherentemente no emiten radiación mayor que los límites MPE.

Clase II - Incluye todos los láseres visibles de baja potencia (espectro de longitud de onda de 0.4-0.7 [ m m]), que disparan el reflejo de protección del iris.

El tiempo de este reflejo es de 0.25 segundos, de modo que los láseres de la clase II, pueden emitir potencias que exceden la apropiada para la clase I AEL, pero la cantidad total de energía que entra al ojo puede limtarse por medio del reflejo del ojo.

El AEL de la clase I para 0.25 segundos de exposición es de 1 mW. . Por lo tanto, la máxima potencia de un láser visible contínuo de la clase II es de 1 miliwatio.

El láser de la clase II es el láser más apropiado para los laboratorios de prácticas.

Cualquier láser a otra longitud de onda (invisible) que pueda emitir mayor nivel de radiación que el permitido para la clase II, se clasifica como de la clase III.

• Clase IIIa - Incluye todos los láseres visibles (espectro de longitud de onda de 0.4-0.7 [ m m]), que emiten radiación a un nivel que no perjudica a una persona que tenga un reflejo normal del iris. Los láseres de la clase


IIIa son láseres de potencia media, con una salida de 1 a 5 veces la de la clase I AEL, basada en una apropiada duración de la exposición.

Si se utilizan instrumentos ópticos (como prismáticos o un telescopio) para ver la radiación, puede producirse un daño en el ojo. Para el láser de Helio-Neon y los láseres de Diodo en el visible, la máxima potencia permitida es de 5 miliwatios.

• Clase IIIb - Incluye a todos los láseres no clasificados como clase I o clase II, que pueden emitir en cualquier longitud de onda que pueda causar daño al ojo de un observador sin instrumentos ópticos. La máxima potencia para los láseres de la clase IIIb es de 0.5 Watios.

Los láseres de la clase IIIb no son capaces de producir más de 125 [mJ] en 0.25 segundos.

Clase IV - Incluye a todos los láseres no clasificados en las clases I, II y III. Son considerados como láseres de alta potencia .

La radiación de estos láseres puede causar :

• Daños al ojo incluso por reflectancia difusa.

• Daños a la piel.

• Fuego.

Cualquier láser con una potencia de salida mayor de 0.5 Watios pertenece a la clase IV.

Efectos Biológicos Indeseables

Las lesiones producidas por el láser proceden:

• de su efecto térmico, o bien • de su efecto termoquímico.

El grado de contribución de cada mecanismo a una lesión dada depende del tipo de láser y de las características de cada tejido:

• Daños oculares en visión directa del láser con ayuda de instrumentos ópticos (Láser IIIA), en visión directa (Láser IIIB) e incluso por reflexiones difusas peligrosas (IV).

• Lesiones cutáneas e incluso peligro de incendios (Láser IV).



Medidas de Seguridad y Recomendaciones de Seguridad

El principal peligro al trabajar con láseres es el daño ocular, ya que el ojo concentra la luz láser igual que cualquier otro tipo de luz. Por eso, el haz del láser no debe incidir sobre los ojos directamente ni por reflexión. Un láser debe ser manejado por personal experto equipado con gafas o anteojos de seguridad.

Los láseres III, IV sólo pueden usarse en áreas controladas. Los accesos deberán estar controlados y señalizados, accediendo siempre a ellos con la ropa y protección ocular adecuadas. Tendrán así mismo que disponer de desconexiones automáticas por apertura de puertas. Se evitará la salida de luz láser al exterior del área.

Es obligatorio el etiquetado de los equipos láser en los que deberá constar: • la clase, • potencia máxima, • duración del impulso a parte de la señal propia del equipo láser.

Los láser III y IV dispondrán de aviso audible o visible durante el disparo.

Para clases superiores al IIIA, existirá un supervisor responsable de seguridad del láser, adecuada formación del personal, llave de seguridad y materiales de protección ocular y ropas adecuadas.

Adecuados sistemas de ventilación y seguridad frente a los riesgos de contaminación atmosférica y de incendio.


Ejercicios

Responda las siguientes cuestiones y envíelas al tutor por la plataforma.

1) ¿Qué diferencias existen entre un máser y un láser?

2) Cite cinco aplicaciones que no estén mencionadas en la presente unidad. 3) Mencione las principales medidas de seguridad en el empleo del rayo láser, que

Ud. haya visualizado en una aplicación existente de los laser en su trabajo o en su comunidad local



Glosario

Máser.Amplificación.Barra Láser.Bombeo. Estado Metaestable. Láser. Láseres de semiconductores, de estado sólido, de gas, líquidos, de electrones libres, atómicos.Potencia.Potencia de Salida.Pulso.Clase I y II, IIIa y IIIb, IV.Resonador Óptico.

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