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RADIACIONES IONIZANTES
EN EL CONTEXTO
DE LA SEGURIDAD E HIGIENE EN EL TRABAJO
Ing. César F. Arias
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INTRODUCCION A LAS RADIACIONES
EN EL CONTEXTO
DE LA HIGIENE Y SEGURIDAD
EN EL TRABAJO
Ing, César F. Arias
RADIACIONES
Los fenómenos naturales que ocurren en el planeta, los biológicos entre ellos, están fuertemente
determinados o influenciados por Radiaciones de origen natural, a las que, desde el siglo
pasado, se han sumado Radiaciones asociadas con procesos tecnológicos.
Se emplea esta expresión para denominar diversas formas de propagación de energía mediante
fenómenos ondulatorios, como los electromagnéticos, o mediante partículas nucleares. Así, la
luz, el sonido y otras no detectables por los sentidos, tales como los rayos x y las ondas de radio
constituyen radiaciones que poseen características muy diversas.
Todo objeto material interpuesto en la trayectoria de un haz de radiación absorbe parte de la
energía que esa radiación transporta. Los organismos vivos presentan diversos grados de
vulnerabilidad a la energía absorbida y existen evidencias de efectos adversos sobre la salud de
las personas expuestas a algunas de estas radiaciones.
Pero la expresión “radiaciones” constituye una generalización que incluye fenómenos de muy
diversa naturaleza y consecuencias. Uno de ellos, la ionización, implica un radical cambio de
escala en la posibilidad de provocar efectos. A igualdad de energía involucrada, las radiaciones
capaces de ionizar átomos dan lugar a efectos físicos y biológicos notoriamente más intensos que
las radiaciones que no poseen esa capacidad. El significado de esta diferencia es tal que las
radiaciones son clasificadas en Ionizantes y No Ionizantes.
En el ámbito internacional y en la Argentina diversos organismos se han interesado en el estudio
de los efectos sobre las personas de las radiaciones ionizantes y no ionizantes y en la elaboración
de recomendaciones y normas de protección. En la actualidad, se cuenta con mucha mayor
evidencia epidemiológica sobre efectos en la salud en el campo de las radiaciones ionizantes.
RADIACIONES IONIZANTES Y NO IONIZANTES
Una característica fundamental de todo haz de radiación es su Intensidad. Se denomina así a la
energía que transporta el haz por unidad de tiempo y por unidad de área imaginaria transversal a
su dirección de propagación. Este concepto también se denomina Densidad de Potencia y se
puede expresa en Watt / m2.
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Las radiaciones de naturaleza corpuscular, como las nucleares, distribuyen la energía que
transportan entre partículas. La Densidad de Potencia está determinada entonces por el número
de partículas o fotones que atraviesa un área imaginaria transversal unitaria por unidad de tiempo
y la energía media que transporta cada partícula.
En el caso de las radiaciones electromagnéticas, de acuerdo con la interpretación cuántica, la
energía total transportada se distribuye en unidades energéticas denominadas cuantos o fotones.
La energía de un fotón está relacionada con la frecuencia ó longitud de onda de la radiación,
según las siguientes relaciones:
E = h . f
E = h . c . λ-1
E: energía de cada fotón (expresada en Joule)
h: Constante de Plank h = 6,624 . 10-34
Joule . seg
c: velocidad de la luz c = 3 . 108 m/s
f: frecuencia de la radiación (expresada en Hertz = ciclos/seg)
λ: longitud de onda de la radiación (expresada en metros)
La Densidad de Potencia en el caso de las radiaciones electromagnéticas está determinada por el
número de fotones que atraviesa un área imaginaria transversal unitaria por unidad de tiempo y
la energía media de los fotones.
Podría pensarse que los efectos de un haz de radiación dependen principalmente de la energía
total transportada, pero ello no necesariamente es así. El grado de fraccionamiento de esa energía
total entre partículas o fotones juega un papel decisivo en el modo de acción de las radiaciones.
Si cada partícula o fotón transporta una energía superior a la necesaria para provocar la
ionización de los átomos la repercusión física, química y biológica de la radiación será
notoriamente mayor, debido a que los átomos ionizados pueden desencadenar reacciones
químicas capaces de provocar modificaciones en la estructura y comportamiento de la materia.
Esto es de particular relevancia en la respuesta biológica de los organismos vivos a las
radiaciones.
Para interpretar la clasificación de las radiaciones en Ionizantes y No Ionizantes debe
comprenderse la interacción de las radiaciones con la materia a nivel atómico. En las estructuras
atómicas, los electrones orbítales se mantienen vinculados con los respectivos núcleos por
fuerzas eléctricas de atracción. En condiciones normales, los átomos constituyen estructuras
eléctricamente neutras en virtud de la compensación de cargas entre electrones orbítales y
protones del núcleo.
Las órbitas electrónicas están asociadas con niveles de energía y todo alejamiento de los
electrones respecto de los núcleos implica un incremento de energía del sistema. Las radiaciones
que interactúan con la materia pueden aportar la energía necesaria para la ionización de los
átomos, es decir la desvinculación eléctrica entre electrones y núcleos atómicos. Se dice entonces
que los átomos están ionizados. Las estructuras dejan de ser eléctricamente neutras pues se
dividen en dos iones: electrones con carga negativa y núcleos con una carga positiva. La
reactividad química de un medio en el que los átomos se han ionizado es notablemente mayor.
La energía mínima necesaria para provocar ionización es de algunas decenas de electrón Volt
(eV). Es ésta una unidad habitualmente empleada para expresar energías correspondientes a
estructuras atómicas. 1 eV equivale a 1,6.10-19
joule.
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Las Radiaciones Ionizantes constituyen Radiaciones cuyas partículas o fotones transportan la
suficientemente energía como para provocar la ionización de átomos que encuentran a su paso
(o sea más de algunas decenas de eV). Poseen capacidad ionizante las siguientes radiaciones:
rayos x, emisiones radiactivas (alfa, beta, positrones, gamma), productos de reacciones nucleares
(neutrones, protones, deuterones). La ionización de átomos de moléculas constitutivas de las
células da lugar a reacciones químicas capaces de provocar modificaciones estructurales o
funcionales en las células de los seres vivos.
Las Radiaciones no Ionizantes son radiaciones electromagnéticas cuyos fotones tienen niveles
de energía inferiores a los que se requieren para provocar la ionización de los átomos. También
pueden provocar efectos negativos sobre la salud pero a través de otros procesos biofísicos y
para ello se requieren niveles de exposición miles a miles de millones de veces más elevados en
términos de densidad de potencia. Se comportan como radiaciones no ionizantes la radiación
luminosa, ultravioleta, infrarroja, láser, radiofrecuencia, microondas, y radiaciones de baja
frecuencia. En términos de frecuencia y longitud de onda, las radiaciones electromagnéticas son
ionizantes para longitudes de onda inferiores a 10-8
m o frecuencias superiores a 1017
Hz.
En la presente publicación se analizan aspectos, físicos y biológicos de la interacción de las
radiaciones con la materia y las personas, sus riesgos y los criterios y medios prácticas de
protección, así como los aspectos normativos. El capítulo 1 esta dedicado a las Radiaciones
Ionizantes y el capítulo 2 a las Radiaciones No Ionizantes.
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RADIACIONES IONIZANTES
CONTENIDO
1- Introducción
2- Antecedentes Internacionales
3- Aspectos Físicos de las Radiaciones Ionizantes
4- Magnitudes y Unidades empleadas en Protección Radiológica
5- Efectos sobre la Salud
6- Criterios de Protección Radiológica y Límites de Exposición
7- Características de las Fuentes de Radiación Ionizante
8- Tecnología de la Protección y Seguridad Radiológica
9- Referencias
ANEXO I A
Información numérica de interés en Protección Radiológica
ANEXO I B
Actividades laborales más comunes con fuentes de Radiación Ionizante
ANEXO I C
Análisis comparativo entre la Resolución 295/03,
otras normas nacionales y recomendaciones internacionales.
ANEXO I D
Guía de Evaluación preliminar de Protección Radiológica
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RADIACIONES IONIZANTES
EN EL CONTEXTO
DE LA HIGIENE Y SEGURIDAD
EN EL TRABAJO
Ing, César F. Arias
1- INTRODUCCIÓN
La posibilidad de contar con herramientas para explorar el interior de la materia y el cuerpo
humano sorprendió al mundo a fines del siglo XVIII. En 1895 William Roentgen descubría los
Rayos x en la Universidad de Wurzburg. El año siguiente, en su laboratorio de París Henry
Becquerel, hallaba otro fenómeno que poco después Marie Curie denominaría Radiactividad. En
la actualidad se registran innumerables aplicaciones de aquellos descubrimientos en la Industria
y otras Actividades Productivas, en Investigación, y muy especialmente en Medicina.
El posterior descubrimiento de las reacciones nucleares y sus implicancias energéticas posibilitó
la producción artificial de radioisótopos y el desarrollo de la energía nuclear. En la generación
de energía nuclear se producen materiales radiactivos que deben gestionarse como residuos,
eventualmente después de su reprocesamiento.
Los rayos x y las emisiones nucleares pueden dañar severamente la salud. Esa evidencia surgió
entre las personas que emplearon tubos de rayos x y materiales radiactivos en sus investigaciones
y primeras aplicaciones. Los pioneros de la radiología enfermaban o morían tempranamente. Los
científicos debieron entonces aceptar la contradictoria evidencia de que los fenómenos
descubiertos podían contribuir tanto a salvar vidas como a provocar la muerte. Sin embargo, en
aquellos primeros tiempos de la radiología y la radiactividad no existían aún señales de posibles
efectos cancerígenos.
Los rayos x, las emisiones radiactivas (alfa, beta, positrones, gamma) así como los productos de
reacciones nucleares (neutrones, protones, deuterones, etc) tienen algo en común: constituyen
Radiaciones cuyas partículas o fotones transportan la suficientemente energía como para
provocar la ionización de átomos que encuentran a su paso. Por eso se denominan Radiaciones
Ionizantes
2 - ANTECEDENTES INTERNACIONALES
La percepción de los riesgos de las radiaciones ionizantes evolucionó desde una confiada
ignorancia hasta el conocimiento de los efectos biológicos de nuestros días. Acompañando ese
conocimiento nació y creció una interdisciplina nueva: la Protección Radiológica.
ICRP
Los primeros trabajadores con fuentes de radiación ionizante fueron los médicos dedicados a las
exploraciones radiológicas y, en vista de los daños que experimentaban, el Segundo Congreso
Internacional de Radiología celebrado en 1928, recomendó la creación de un Comité
Internacional para estudiar el problema. Ese fue el origen de lo que hoy se conoce como
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Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) (www.icrp.org) y el comienzo
formal de la Protección Radiológica. Las primeras recomendaciones emitidas se referían a
valores de blindajes que entonces se consideraban necesarios para la protección de los radiólogos
y poco después a los valores de dosis de radiación que no debían exceder las personas que
trabajaban con radiaciones. En la actualidad, esa Comisión constituye el organismo internacional
que lidera la concepción filosófica y práctica de la Protección Radiológica (1).
UNSCEAR
En respuesta a la preocupación generada por los ensayos de armas nucleares en la atmósfera, la
Organización de las Naciones Unidas creó en 1955 un organismo con la misión de recopilar toda
información disponible sobre los efectos de las radiaciones ionizantes: el Comité Científico de
la Naciones Unidas para el estudio de los Efectos de las Radiaciones Atómicas (UNSCEAR) (www.unscear.org). Desde entonces este Comité publica periódicamente Reports (2) con
información sobre las fuentes de radiación existentes en el mundo, los niveles de exposición de
las personas y los resultados de las investigaciones sobre los efectos de las radiaciones ionizantes
en la salud.
ICRU
A fin de poder establecer correlaciones entre exposición a radiaciones ionizantes y efectos fue
necesario estructurar un conjunto de magnitudes y unidades apropiadas para tener en cuenta los
fenómenos físicos y los radiobiológicos. En este aspecto, se destaca la labor de la Comisión
Internacional de Unidades de Radiación (ICRU) (www.icru.org) creada en 1925, en el Primer
Congreso Internacional de Radiología. Esta Comisión y la ICRP han contribuido a definir las
magnitudes y unidades que se emplean en Protección Radiológica en la actualidad (3).
OIEA
Los aspectos reguladores en Protección Radiológica han sido encarados durante la última década
por un conjunto de organismos internacionales: Organización Mundial de la Salud (WHO)
(www.who.org), Organización Panamericana de la Salud (PAHO) (www.paho.org),
Organización Internacional del Trabajo (ILO) (www.ilo.org), Organización para la
Alimentación y la Agricultura (FAO) (www.fao.org), Agencia Nuclear de Energía (NEA)
(www.nea.org) y Agencia Internacional de Energía Atómica (IAEA) (www.iaea.org),
organismo éste último que actuó como coordinador. Estos organismos han preparado varias
publicaciones con la finalidad de orientar a los gobiernos en la organización o reorganización de
las funciones reguladoras. En 1997 publicaron las “Normas Básicas de Seguridad para la
Protección contra las Radiaciones Ionizantes y el Uso Seguro de Fuentes de Radiación” (4) Este
documento establece un puente entre las recomendaciones conceptuales de la ICRP y las
funciones de los gobiernos relacionadas con la implementación de tales recomendaciones de
manera efectiva.
3 - ASPECTOS FÍSICOS DE LAS RADIACIONES IONIZANTES
La materia posee una estructura corpuscular. El átomo constituye la menor unidad de
sustancia simple que conserva propiedades químicas. Normalmente el estado eléctrico de cada
átomo es neutro debido a una compensación de cargas de las partículas que lo componen. Pero
cierto tipo de Radiaciones, al interactuar con las estructuras atómicas, pueden transferirles la
energía necesaria para romper ese equilibrio. En tal caso el átomo se divide en dos partículas
cargadas eléctricamente denominadas iones. Este fenómeno se conoce como ionización y las
radiaciones capaces de provocar este efecto se llaman radiaciones ionizantes.
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IONIZACIÓN Y RADIACIONES IONIZANTES
La expresión Átomo, creada por los griegos para expresar la idea de una partícula no
subdivisible, es empleada en la actualidad para denominar la menor unidad de sustancia química
simple pero en modo alguno puede atribuírsele propiedades de indivisibilidad e inalterabilidad.
El número de protones y neutrones que constituyen el núcleo de los átomos, así como el de los
electrones orbitales puede modificarse por causas naturales o artificiales.
La parte sustancial de la masa de un átomo se encuentra en su núcleo pero el volumen atómico
está determinado por las órbitas electrónicas. La relación de radios orbítales y nucleares para el
átomo de hidrógeno es del orden de 10.000 a 1 y por lo tanto la relación de volúmenes nucleares
y atómicos es del órden de 1012
a 1. Consecuentemente, la estructura atómica puede ser
interpretada como un espacio esencialmente vacío y por lo tanto fácilmente “navegable” por
partículas que no posean carga eléctrica, como es el caso de los neutrones y la radiación
electromagnética.
Normalmente, cada átomo posee igual cantidad de protones con carga positiva en su núcleo y
electrones orbitales con carga negativa, por lo que el átomo en su conjunto constituye una
estructura eléctricamente neutra. Esta situación es relativamente estable pues los electrones
orbitales están vinculados a los núcleos por fuerzas eléctricas y no pueden romper ese vínculo a
menos que reciban un aporte de energía que lo haga posible. Estas energía suelen expresarse en
eV (electron Volt) y su valor cuantitativo es superior a algunas decenas de eV.
(1eV = 1,6 . 10-19
Joule).
Estos valores de energía son muy pequeños en relación con los que habitualmente se manejan en
aplicaciones domésticas o industriales; sin embargo, en el mundo del átomo tales niveles de
energía no pueden obtenerse fácilmente, aunque cierto tipo de Radiaciones, al interactuar con
las estructuras atómicas, pueden transferirles la energía necesaria para romper ese vínculo. Este
fenómeno se conoce como Ionización y las radiaciones que lo provocan Radiaciones Ionizantes.
El concepto de radiación implica transporte de energía. Sin embargo no cualquier tipo de
radiación, al interactuar con estructuras atómicas, puede provocar fenómenos de ionización. Las
radiaciones, de manera similar a la materia, también poseen una estructura discontinua o
discreta consistente en partículas o fotones y sólo pueden inducir ionizaciones si cada una de
estas partículas o fotones posee la energía suficiente. Así por ejemplo las radiaciones
electromagnéticas que se utilizan en comunicaciones (radio, televisión) no tienen capacidad
ionizante.
Se denominan Radiaciones Ionizantes a aquellas radiaciones que son capaces de ionizar los
átomos de la materia que encuentran en su trayecto. Los efectos de la ionización que produce
este tipo de radiaciones pueden ser significativos pues al destruirse la neutralidad eléctrica de los
átomos se modifica el comportamiento químico de las moléculas de cuya estructura forman
parte. Si ello ocurre en células vivas, pueden originarse efectos sobre la salud de gravedad
diversa aún con valores de energía muy pequeños.
Así pues, si bien las Radiaciones Ionizantes constituyen un factor de riesgo de naturaleza física
(pues el fenómeno inicial de ionización es de carácter físico), pueden provocar daños en las
estructuras biológicas a través de un incremento en la reactividad química de medio.
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CARACTERÍSTICAS DE LAS RADIACIONES IONIZANTES
Tienen propiedades ionizantes las radiaciones que emiten las sustancias radiactivas (alfa, beta,
positrones, gamma), las radiaciones que se producen en las reacciones nucleares (como las que
ocurren en reactores nucleares o las que se logran mediante aceleradores de partículas), los rayos
X, y las radiaciones que provienen del Universo (rayos cósmicos). Los diversos tipos de
radiaciones ionizantes difieren por los valores de masa, carga eléctrica y energía de sus
partículas. Estas características determinan el comportamiento de las mismas al interactuar con
un medio material.
Rayos x
Los denominados rayos x consisten en radiaciones electromagnéticas originadas en la colisión
de un haz de electrones contra un material de alto número atómico como el Tugsteno
(habitualmente llamado blanco). La colisión puede tener lugar en el interior de un tubo de rayos
x o un acelerador de electrones. La energía de los fotones (unidades energéticas de radiación
electromagnética) están entre 10 keV y 150 keV en los equipos utilizados para obtener imágenes
en seres humanos y entre 100 keV y 50 MeV en los equipos de tratamiento médico. (1)
Tanto en los equipos de rayos x como en los aceleradores de partículas la emisión de rayos x
puede iniciarse, controlarse e interrumpirse a voluntad accionando los controles de los
equipos.
Tubo de Rayos x
El dispositivo específicamente diseñado para emitir rayos x consiste en un tubo de vidrio o metal
de alto vacío. En un extremo del mismo (cátodo), se liberan electrones por emisión termoiónica.
En el otro extremo. se dispone el ánodo o blanco que recibe el impacto de los electrones. Entre el
cátodo y el ánodo se aplica alta tensión continua. El campo eléctrico así creado provoca la
aceleración de los electrones hacia el blanco. Regulando la tensión entre distintos valores (10 kV
a 300 kV) se obtienen rayos de mayor o menor energía de acuerdo con la capacidad de
penetración que se requiera. El flujo de electrones constituye una corriente eléctrica cuya
intensidad puede regularse (10 mA a 300 mA) para modificar la intensidad del haz de rayos x
generado.
En el blanco, los rayos x se generan en todas las direcciones del espacio. Pero, a efectos de evitar
exposiciones innecesarias, debe limitarse la emisión de rayos x a un cono cuyo ángulo sea
estrictamente el necesario para obtener el campo de radiación que se desea en relación con el
objeto a irradiar. Por ello, el tubo está revestido de una protección de plomo que reduce
drásticamente la emisión de rayos x (radiación de fuga) en toda el área en que no interesa la
emisión. Adicionalmente se utilizan dispositivos colimadores del haz.
Consola de comando
La operación del tubo de rayos x se realiza desde una consola, alejada de la posición en que está
instalado el tubo. Desde la consola pueden controlarse todos lo parámetros que definen las
características del haz y el tiempo de irradiación.
Control de tensión del tubo (kV): regulando la diferencia de potencial que se aplica al tubo se
pueden obtener fotones de mayor o menor energía y así obtener un haz de capacidad penetrante
apropiada.
Control de la intensidad de corriente en el tubo o (mA): regulando la intensidad de corriente se
controla la cantidad de fotones de rayos x que se emiten por unidad de tiempo.
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La intensidad de un haz de rayos x, como la de cualquier otra forma de radiación, está dada por
la energía que transporta el haz por unidad de tiempo y por unidad de sección transversal. Ese
valor depende de la cantidad de fotones que por unidad de tiempo atraviesan la unidad de
sección transversal y de la energía media de los mismos.
Tanto la tensión aplicada como la intensidad de corriente afectan la intensidad del haz de rayos
x. La intensidad de corriente guarda una relación lineal con la intensidad del haz. La tensión
afecta la intensidad del haz de modo aproximadamente cuadrático.
Un temporizador (timer) en la consola permite predeterminar el tiempo de emisión de rayos x.
Para radiografías este tiempo es necesariamente breve (fracciones de segundo) a fin de evitar que
los movimientos del paciente resten nitidez a la imagen.
Radiactividad y Emisiones Radiactivas
Ciertos átomos no son estables y manifiestan un fenómeno denominado Radiactividad. Consiste
en una tendencia estadísticamente sistemática a la desintegración espontánea de sus núcleos por
emisión de partículas nucleares y energía electromagnética. La intensidad con que se produce
este fenómeno recibe el nombre de Actividad y representa el número de desintegraciones que
ocurre por unidad de tiempo en una sustancia radiactiva (ello depende del tipo de sustancia
radiactiva y de su masa).
La unidad de actividad es el Becquerel que equivale a 1 desintegración por segundo. La antigua
unidad de Actividad que aún se sigue empleando es el Curie (Ci) (1Ci = 3,7 . 1010
Bq). 1 Ci es la
actividad de 1 gramo de Radio 226. Las principales emisiones radiactivas se denominan alfa,
beta y gamma. Este fenómeno no es controlable ni es posible interrumpir. La actividad de
una sustancia radiactiva decae exponencialmente en función del tiempo. Una medida muy útil
del ritmo con que se produce el decaimiento espontáneo es el Tiempo de Semidesintegración (o
sea el tiempo en que la actividad inicial se reduce a la mitad). Este tiempo es característico de
cada sustancia radiactiva y puede variar desde algunos segundos hasta miles de millones de años.
Las emisiones radiactivas gamma son de naturaleza electromagnética y se originan en el núcleo
de algunos átomos radiactivos. Sus energías se encuentran en un rango de algunos keV hasta
algunos Mev.
Las emisiones radiactivas alfa son partículas constituidas por dos protones y dos neutrones, su
carga eléctrica es +2 (tomando como unidad la carga eléctrica de un protón).
Las emisiones radiactivas beta negativas consisten en partículas iguales a electrones que son
emitidas toda vez que un neutrón se transforma en un protón. Su carga eléctrica es –1.
Las emisiones radiactivas beta positivas o positrones consisten en partículas iguales a electrones
que son emitidas toda vez que un protón se transforma en un neutrón. Su carga eléctrica es +1.
Reacciones nucleares y radiaciones resultantes
Es posible inducir artificialmente ciertas trasmutaciones nucleares mediante proyectiles
apropiados (protones, neutrones, partículas alfa, radiación gamma, etc). Estas reacciones
nucleares se pueden controlar a voluntad y, como producto de las mismas, resultan diversas
radiaciones ionizantes: protones, neutrones, radiación gamma, etc. cuyas energías están dentro de
un amplio rango. Reacciones nucleares de particular interés son las de fisión y fusión por su
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importancia energética y las reacciones de activación porque dan lugar a la producción de
nuevas sustancias radiactivas cuya actividad, una vez generadas, no es ya controlable.
INTERACCIONES ENTRE LAS RADIACIONES Y LA MATERIA
Cuando un haz de radiación ionizante interactúa con la materia que encuentra a su paso cede
energía y genera ionizaciones. De tal modo, a lo largo de su recorrido, la radiación disminuye su
intensidad. Este fenómeno da lugar a modificaciones en la materia irradiada y modificaciones
energéticas y direccionales en el haz de radiación. Este proceso se aprovecha, por ejemplo, en el
diseño de blindajes.
Las radiaciones constituidas por partículas cargadas eléctricamente, tales como las radiaciones
alfa y beta, pueden ionizar directamente los átomos del material con el que interactúan y se
denominan "radiaciones directamente ionizantes". Los rayos x y gamma (radiaciones
electromagnéticas) y los neutrones, que no poseen carga eléctrica, al interactuar con la materia,
liberan partículas cargadas que son las que a su vez ionizan los átomos del material; estas
radiaciones se denominan "indirectamente ionizantes".
Un aspecto importante de la interacción radiación–materia consiste en la capacidad de
penetración de la radiación. Las radiaciones directamente ionizantes son poco penetrantes (el
alcance o máxima penetración es de algunos micrones para las partículas alfa y algunos
milímetros para las partículas beta cuando interactúan con agua o tejidos biológicos). Por el
contrario, las radiaciones indirectamente ionizantes no tienen un alcance máximo en la materia.
Su intensidad se atenúa exponencialmente en función del espesor del material y, en rigor, esa
intensidad resulta nula sólo para espesores infinitos de materia. Una manera práctica de
comparar la acción penetrante de las radiaciones indirectamente ionizantes consiste en cotejar los
valores del Hemiespesor ó Capa Hemirreductora. Recibe este nombre el espesor de material
necesario para reducir a la mitad la intensidad de una radiación. El valor del hemiespesor
depende del tipo de radiación indirectamente ionizante (elecromagnética o neutrónica), su
espectro de energías, y la naturaleza del material absorbente (Ver Anexo IA.11)
4 - MAGNITUDES Y UNIDADES
EMPLEADAS EN PROTECCION RADIOLOGICA
La Protección Radiológica ha debido definir magnitudes y unidades, que trascienden el campo
de la Física de las Radiaciones e incursionan el campo de la Radiobiología (1), (3).
La magnitud fundamental empleada en Protección Radiológica se denomina Dosis Absorbida o
simplemente Dosis. Representa la energía absorbida en un medio por unidad de masa y se
expresa en Gray (Gy), que equivale a 1 Joule /kg.
La definición de Dosis Absorbida permite su aplicación a cada punto del volumen irradiado de
un material pero, a los fines de la Protección Radiológica, suele ser suficiente conocer la dosis
media en cada órgano o tejido habitualmente denominada Dosis en Organo (DT).
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La magnitud dosis absorbida es un concepto estrictamente físico. La distribución microscópica
de los iones en el material irradiado difiere significativamente según el tipo de radiación. Por tal
razón, a igualdad de dosis involucrada, distintos tipos de radiación ionizante pueden provocar
efectos biológicos de distinta intensidad. A fin de tener en cuenta este efecto se define la
magnitud Dosis Equivalente (H); se obtiene a partir de la dosis media en un órgano DT y un
factor de ponderación wr que depende del tipo de radiación. Esta magnitud se expresa en Sievert
(Sv) y dimensionalmente es también equivalente a joule/kg. Los valores del factor de
ponderación wr para los distintos tipos de radiación tienen su origen en un concepto
radiobiológico denominado Eficiencia Biológica Relativa asociado con la distribución
microscópica de la energía. Los valores de wr han sido normalizados con fines de Protección
Radiológica. (ver Anexo I A.1) .
H = D . wr
Por otra parte, los distintos tejidos y órganos del organismo humano manifiestan diferente
radiosensibilidad. Cuando varios órganos son irradiados, cada uno contribuye en distinto grado a
la probabilidad de que en el organismo se induzcan efectos como cáncer. A fin de tener en
cuenta el detrimento total sobre una persona irradiada deben sumarse las dosis equivalentes
recibidas por cada órgano ponderadas por un factor wT. que representa la radiosensibilidad
relativa del mismo (ver Anexo I A 2). Esa sumatoria ponderada de dosis equivalentes en órganos
constituye lo que se denomina Dosis Efectiva (E) y se expresa en Sievert (Sv).
E = Σ HT . wT
Si los materiales radiactivos se incorporan al organismo, la irradiación interna de los tejidos da
lugar a absorción de dosis a lo largo del tiempo. El valor total de esa dosis queda definida en el
momento de la incorporación de material radiactivo y depende de las características físicas y
químicas del radioisótopo, de su metabolismo y de la actividad incorporada. Esa dosis recibe el
nombre de Dosis Efectiva Comprometida y se expresa en Sievert.
5 – EFECTOS SOBRE LA SALUD
La filosofía de la Protección Radiológica está determinada principalmente por el conocimiento
de los efectos biológicos de las radiaciones en los seres humanos. No puede interpretarse
adecuadamente esa filosofía sin tener conocimiento de algunos aspectos básicos sobre los efectos
radiobiológicos. Existen variadas fuentes de información al respecto, pero el estudio más
representativo que ha logrado efectuarse es el realizado sobre los sobrevivientes de las
poblaciones de Hiroshima y Nagasaki, expuestas a radiaciones ionizantes como consecuencia de
las explosiones nucleares de 1945 (2).
EFECTOS A NIVEL CELULAR
Los procesos de ionización, y en menor medida los de excitación, generados por las radiaciones
ionizantes en el medio celular, alteran el comportamiento químico de sus moléculas lo que puede
dar lugar a modificaciones anatómicas y funcionales en la célula. Las estructuras celulares en las
que esta acción es más significativa son las moléculas de Acido Desoxirribonucleico (ADN).
Los daños que pueden producirse en una molécula de ADN incluyen la posibilidad de
modificaciones de la información genética, no siempre corregibles por los mecanismos celulares
de reparación.
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EFECTOS SOBRE EL ORGANISMO
El comportamiento armónico del organismo depende del normal funcionamiento de cada uno de
sus órganos y tejidos. La estructura de la mayor parte de ellos se sostiene mediante la periódica
reposición de sus células, que está condicionada por el correcto funcionamiento de los
mecanismos de reproducción celular. A su vez el comportamiento de las células es función de la
integridad con que logren preservar su información genética. Los efectos biológicos de las
radiaciones en un organismo se clasifican en dos grandes categorías:
Efectos Determinísticos
Esta expresión significa que, en base al conocimiento disponible, es posible predecir el efecto
que habrá de provocar en una persona determinada la absorción de una dosis dada por parte de
sus órganos o tejidos. Se caracterizan por: la muerte o imposibilidad de reproducción de las
células irradiadas. Si la cantidad de células involucradas es suficientemente grande, los tejidos u
órganos expuestos pueden resultar dañados. La intensidad de este tipo de efecto presenta una
correlación con la dosis de tipo sigmoideo y se manifiesta sólo si la dosis supera ciertos
umbrales.
Los valores umbrales de dosis difieren según los tejidos u órganos irradiados. Para exposición
única y aguda los valores de dosis umbral son superiores a 0,5 Gy, en tanto que para exposición
crónica son superiores a 0,1 Gy por año.
La irradiación de todo el cuerpo puede provocar daños de diversa severidad y hasta la muerte del
individuo irradiado. La causa determinante de la muerte difiere según el orden de magnitud de
las dosis recibidas. La dosis letal media (dosis aguda en todo el cuerpo que puede provocar la
muerte de la mitad de las personas irradiadas en un lapso de 60 días) es del orden de 3 a 5 Gy.
Dosis superiores a 8 Gy en todo el cuerpo provocan la muerte de la totalidad de los individuos
irradiados.
Efectos estocásticos
Se denominan así por que no pueden predecirse a nivel individual sino tan solo de manera
estadística en grupos numerosos de personas que han recibido dosis de radiación. Se caracterizan
por la modificación de la información genética de células sin pérdida de su capacidad
reproductiva. Esas modificaciones pueden propagarse a través de sucesivas reproducciones
celulares, dando lugar a colonias de células modificadas. Este proceso puede derivar en
fenómenos que se manifiestan como efectos cancerígenos tras un período de latencia. Si las
modificaciones se producen en células germinales pueden transmitirse a la descendencia de las
personas irradiadas, dando lugar a efectos hereditarios. Estos efectos tienen características
probabilísticas y se considera que carecen de umbral de dosis;
Efectos Cancerígenos La correlación entre probabilidad de muerte por cáncer y dosis se ha modelizado con las
siguientes características:
a) Una región de bajas dosis donde la relación es lineal y sin umbral (0-100 mSv).
b) Una región de dosis mayores en la que esa relación es aproximadamente
cuadrática (100 mSv – 3 Sv) c) Una región de dosis aún mayores donde la curva decrece debido a que a esos niveles
prevalece la muerte.
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PR
OB
AB
ILID
AD
DOSIS
*
Desde el punto de vista de la Protección Radiológica aplicable a situaciones de operación normal
de una fuente la región de mayor interés es la de bajas dosis y bajas tasas de dosis, donde la
relación probabilidad-dosis se supone lineal. La pendiente de esta relación es y constituye el
factor de riesgo en tales condiciones.
La pendiente de la relación entre probabilidad de muerte por cáncer radioinducido y Dosis
Efectiva constituye el factor de riesgo de muerte por cáncer y según las estimaciones de la
ICRP (1) su valor es 5 % por Sv para miembros de la población en general y 4 % por Sv
para trabajadores (la diferencia se debe a que en los niños y jóvenes la incidencia de cáncer es
mayor que en los adultos y por lo tanto en la epidemiología del grupo trabajadores, que excluye a
los menores de 18 años, el resultado es menor).
Efectos Hereditarios
No se han podido comprobar efectos hereditarios en seres humanos. Sin embargo, a partir de
estudios en especies animales se estima que la relación entre efectos en la primer generación y
dosis es mucho menor que la del efecto cancerígeno (10 veces menor aproximadamente) (6).
Efectos de la irradiación durante los períodos embrionario y fetal La irradiación durante el período embrionario o fetal puede provocar la muerte del feto,
malformaciones, retardo mental e inducción de afecciones malignas.
En experimentos con animales se ha visto que es posible provocar la muerte con dosis del orden
de 0.1 Gy antes o inmediatamente después del implante del embrión en el útero y,
posteriormente, con dosis mayores.
La irradiación durante las semanas 8 a 25 puede provocar retardo mental. El período más
sensible es el que transcurre entre la semana 8 y la 15. En este intervalo la fracción de personas
irradiadas en el período fetal que manifiestan retardo mental severo aumenta a razón de
40 % /Sv. El coeficiente intelectual se modifica en 30 unidades por Sv.
15
6 - CRITERIOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
Y LÍMITES DE EXPOSICIÓN
En el ámbito internacional, la filosofía de la Protección Radiológica ha sido desarrollada por la
Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) (1). Las últimas Recomendaciones de
carácter general de este organismo datan de 1990 y en la actualidad están en preparación nuevas
Recomendaciones que serán publicadas probablemente durante el transcurso de 2006 (5). En
particular, este organismo ha dedicado publicaciones a la Protección Radiológica de los
Trabajadores (7).
Los aspectos regulatorios han sido desarrollados por el Organismo Internacional de Energía
Atómica (OIEA) (4), conjuntamente con otras organizaciones internacionales tales como la
Organización Mundial de la Salud, la Organización Panamericana de la Salud y la Organización
Internacional del Trabajo.
Argentina ha adoptado políticas en materia de Protección contra Radiaciones Ionizantes
mediante instrumentos legales (8) y ha adherido a las recomendaciones internacionales en la
materia mediante las normas establecidas por la Autoridad Regulatoria Nuclear (9) y el
Ministerio de Salud (10). Más recientemente el Ministerio de Trabajo ha ampliado su interés en
materia de Protección contra Radiaciones Ionizantes mediante la Resolución No 295/03.
A quienes proteger?
Se considera separadamente la protección de personas que trabajan con fuentes de radiación, de
miembros de público que pueden resultar expuestos a radiaciones por razones circunstanciales o
sistemáticas debido a la emisión de radiación ó descarga de materiales radiactivos al ambiente, y
de pacientes a los que se les prescriben procedimientos de diagnóstico o terapia con fuentes de
radiación. La razón para considerar separadamente estas categorías de personas radica en que la
relación entre riesgos y beneficios es notoriamente diferente en cada caso. En esta publicación se
considera solamente la protección de los trabajadores.
Situaciones Normales ó Accidentes?
Las personas habitualmente resultan expuestas a radiaciones debido al desarrollo normal de
actividades planificadas con fuentes de radiación. Pero debe tenerse en cuenta que también
pueden resultar expuestas debido a exposiciones anormales provocadas por incidentes o
accidentes (Exposiciones Potenciales en el léxico de la ICRP).
En situaciones normales, mediante el apropiado diseño y operación de las instalaciones y
fuentes, se pueden mantener las dosis de radiación bajo control y por debajo de límites
establecidos. Pero en una situación accidental se pierde el control sobre las fuentes, las personas
o las vías de exposición, por lo que las dosis pueden alcanzar valores muy superiores a los
límites.
Las recomendaciones de la ICRP del año 1990, enfatizan fuertemente la necesidad de prevenir
los accidentes, o Exposiciones Potenciales, además de mantener bajo control las situaciones de
exposición normal. A tal efecto se recomienda cuantificar, en términos probabilísticos, la
eventual ocurrencia de accidentes, proponiendo límites de probabilidad que sirvan de guía para
el diseño de las instalaciones, las fuentes de radiación y la complejidad de los sistemas de
seguridad. En publicaciones posteriores (11) (12) se han profundizado estas ideas y se
suministran ejemplos de aplicación de estrategias para reducir la probabilidad de accidentes.
16
CRITERIOS FUNDAMENTALES DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
1) Los organismos reguladores sólo deben autorizar aquellas prácticas con fuentes de radiación
que produzcan un beneficio real a los usuarios o a la sociedad: Justificación de las Prácticas. Se
descartan así las aplicaciones superfluas.
2) Se deben Restringir los Riesgos que implican las prácticas mediante Límites de Dosis
aplicables al desarrollo normal de las prácticas y Límites de Probabilidad aplicables a la
posibilidad de ocurrencia de accidentes. Este criterio se debe llevar a la práctica adoptando
valores numéricos para los límites e imponiendo el precepto de optimizar la protección. Las
dosis de radiación natural y las dosis de radiación que las personas reciben como pacientes no
deben contabilizarse a efectos de verificar el cumplimiento de los Límites de Dosis.
Límites establecidos por la ICRP y adoptados por la Argentina. Riesgos asociados
.
Límites Anuales de Dosis
Trabajadores:
Dosis Efectiva: 20 mSv (resultado del promedio en cinco años continuos
con 50 mSv de dosis máxima anual).
Dosis Equivalente en Organos: 150 mSv por año en Cristalino; 500 mSv por año en piel
y extremidades.
Riesgo asociado de muerte por cáncer: 0,8 por mil trabajadores por año.
Trabajadoras embarazadas: El feto se considera un miembro del público. La dosis equivalente en él no debe superar
1 mSv durante el embarazo. Como criterio práctico, la dosis equivalente en la superficie
del abdomen de la madre no debe superar 2 mSv en ese lapso y la Actividad incorporada
de material radiactivo debe ser inferior a 1/20 el Límite Anual de Incorporación.
Miembros del Público:
Dosis Efectiva: 1 mSv por año
Dosis Equivalente en Órganos anual: 15 mSv por año en Cristalino; 50 mSv por año en
piel.
Riesgo asociado de muerte: 0,06 por mil personas por año.
Pacientes expuestos a Radiaciones Ionizantes:
No aplicable. Las dosis no pueden limitarse porque los beneficios pueden ser muy
diversos. Un procedimiento apropiado puede contribuir a preservar la vida del paciente.
Límites de Probabilidad de Accidentes con consecuencias mortales
ARN Norma Básica (9)
Trabajadores: 10-5
por año
Público: 10-6
por año
3) Se debe Optimizar la Protección, lo que significa que los responsables de la tenencia y uso
de fuentes de radiación y los trabajadores (cada uno en su ámbito de decisión) deben emplear
todos los recursos razonables a fin de que:
a) las dosis efectivamente incurridas por las personas estén por debajo de los límites de
dosis tanto como sea posible;
17
b) el número de personas expuestas a radiación sea el menor posible;
c) la probabilidad de accidentes se encuentre por debajo de los límites de probabilidad
tanto como sea posible.
La expresión “razonable” debe interpretarse en el contexto de las necesidades y restricciones
económicas de cada sociedad.
El concepto de Optimización puede parecer impreciso y difuso. Su origen se encuentra en la
naturaleza misma de los efectos estocásticos como la radiocarcinogénesis. Toda dosis de
radiación, por pequeña sea, contribuye a aumentar la probabilidad de inducción de cáncer. No es
posible definir un nivel de dosis de radiación artificial distinto de cero que corresponda a una
completa seguridad en tales condiciones. Cero dosis implicaría renunciar a las aplicaciones de
las fuentes de radiación y consiguientemente a sus beneficios. Esa posición extrema causaría más
perjuicios que beneficios a la sociedad. En consecuencia, la adopción de Límites implica definir
referencias para los riesgos máximos eventualmente tolerables y el mandato de Optimizar
genera una presión flexible conducente a que las situaciones reales impliquen riesgos
sustancialmente inferiores a los que se corresponden con los límites. Un razonamiento similar se
aplica a la prevención de accidentes y los límites de probabilidad.
La aplicación sistemática del principio de Optimización a nivel global ha logrado que, en la
actualidad, las dosis que reciben los trabajadores sea sustancialmente inferiores a los Limites en
los países en que estos criterios han sido adoptados.
7 - CARACTERISTICAS DE LAS FUENTES
DE RADIACION IONIZANTE
RADIACION NATURAL
Desde su origen el hombre ha estado expuesto a radiaciones ionizantes debido a la
presencia natural de sustancias radiactivas en la tierra, especialmente el gas Radón, y la radiación
de origen cósmico. La exposición promedio a radiación natural en el planeta es del orden de
2,4 mSv por persona por año.
RADIACION ARTIFICIAL
Las propiedades de la Radiaciones Ionizantes han inducido a su empleo en diferentes campos de
la actividad humana, a fin de obtener Información ó para provocar Modificaciones. En la
actualidad, su empleo se ha vuelto imprescindible en Medicina (Diagnóstico y Tratamiento), en
la Industria, (Radiografía Industrial, Mediciones de procesos diversos, e Irradiación Industrial, en
Investigación y Actividades Agropecuarias. En el ciclo de combustible nuclear, se procesan
materiales radiactivos, no porque interesen sus propiedades radiactivas sino por su potencialidad
energética en reacciones de fusión. En particular, los residuos nucleares que se generan en estos
procesos son altamente radiactivos y constituyen un subproducto conflictivo de la conversión de
energía de origen nuclear.
CARACTERÍSTICAS DE LAS FUENTES DE RADIACIÓN ARTIFICIALES
Las fuentes de radiación se diseñan tecnológicamente para satisfacer los requerimientos de las
aplicaciones médicas, industriales, agropecuarias, energéticas, etc. La adecuada elección de una
fuente depende de sus características, como se resume a continuación:
18
Disponibilidad de Fuentes de Alimentación de Energía
Cuando no se dispone de fuentes de alimentación con suficiente comodidad en los lugares en
que las fuentes deben ser utilizadas, quedan descartados los generadores de rayos x y los
aceleradores de partículas, debiendo entonces emplearse fuentes radiactivas dado que son
energéticamente autónomas.
Fuentes Selladas o Abiertas
En algunos procesos y en ciertas aplicaciones, las fuentes radiactivas se presentan bajo la forma
de polvos, líquidos o gases, es decir en una modalidad que favorece su dispersión en el medio
ambiente y que, en caso de que se incorporen en el organismo de las personas, son
metabolizadas. Se las denomina Fuentes Abiertas o no Selladas. En otros casos las fuentes
están encapsuladas de modo que no pueden dispersarse ni incorporarse al organismo de las
personas, en tanto no se deteriore el encapsulamiento. Se las denomina Fuentes Selladas.
Irradiación Externa o Interna
Toda vez que se emplean equipos de rayos x, aceleradores de partículas, o fuentes radiactivas
selladas las personas pueden resultar expuestas a radiaciones que provienen del exterior de su
organismo (irradiación externa). Cuando se emplean fuentes radiactivas abiertas las personas
pueden resultar irradiadas desde el exterior y también desde el interior de su organismo debido a
la incorporación deliberada o inevitable de material radiactivo y posteriores procesos
metabólicos.
La dosis comprometida, asociada a la incorporación de material radiactivo, depende de la
actividad incorporada, las características físicas del radioisótopo (tiempo de semidesintegración
física) y sus características químicas (tiempo de semieliminación biológica según el
metabolismo).
Generación de Residuos sólidos y Efluentes Radiactivos
Las instalaciones que operan con fuentes abiertas generan residuos radiactivos y efluentes que
pueden requerir una gestión especial según la actividad del material radiactivo involucrado y sus
tiempos de semidesintegración.
Fuentes en desuso
Cuando la actividad de las fuentes radiactivas, por efecto del decaimiento radiactivo, disminuye
por debajo de cierto valor, deja de ser útil y en consecuencia ya no puede ser utilizada. Tales
fuentes en desuso constituyen muy importantes fuentes de riesgo y, en el pasado, han dado lugar
a accidentes muy severos. Las fuentes en desuso no deben ser conservadas en las instalaciones
sino que deben ser gestionadas adecuadamente.
Fuentes Fijas o Móviles
Las fuentes de radiación pueden ser utilizadas permanentemente en un mismo local o en
diferentes ámbitos de un edificio (equipos de rayos x portátiles y fuentes radiactivas de
braquiterapia en un hospital). Algunas fuentes pueden ser trasladas entre distintas localidades de
un mismo país o entre países (fuentes de radiografía industrial). La posibilidad de movilización
de las fuentes introduce un factor adicional de riesgo, particularmente si se trata de fuentes
radiactivas.
Tipo de Radiaciones, Energía y penetración
Cuando se elige una fuente de radiación se deben tener en cuenta las características de la
radiación que produce (tipo de partícula y energía) en función del grado de penetración en la
materia que se desea obtener. Se utilizan fuentes radiactivas gamma, rayos x y fuentes de
neutrones, de energías variables, para acciones profundas e intermedias, fuentes radiactivas
19
beta para acciones poco profundas y fuentes radiactivas alfa para acciones superficiales o
locales. (Ver Anexo IA. 3)
8 - TECNOLOGÍA DE LA PROTECCIÓN
Y SEGURIDAD RADIOLÓGICA
El único modo de controlar los riesgos asociados con las radiaciones ionizantes consiste en
restringir y vigilar las dosis de radiación que reciben los individuos en condiciones normales de
operación, por irradiación externa y por contaminación interna y adoptar medidas de
seguridad para reducir la probabilidad de accidentes (13) (14).
PROTECCIÓN CONTRA LA IRRADIACIÓN EXTERNA
Los valores de Dosis por unidad de tiempo (tasa de dosis) en situaciones particulares pueden
obtenerse por cálculo o medición.
Para los casos muy frecuentes de campos de radiación provocados por fuentes consideradas
puntuales (fuentes de pequeño tamaño comparado con las distancias a las que pueden estar las
personas), se cuenta con valores conocidos y publicados de Factores Gamma ( Γ ) (Ver valores
en Anexo I A. 5). Se da este nombre a valores indicativos de la tasa de dosis por unidad de
actividad que producen distintos radioisótopos a la unidad de distancia. De tal modo, se puede
conocer la tasa de dosis para distintas actividades y distancias mediante la ecuación:
dD / dt = Γ . A . r -2
A: Actividad de la fuente
r: distancia de la fuente al punto en que se desea determinar la tasa de dosis
Para rayos x existen curvas experimentales que suministran valores de tasa de dosis a una
distancia unitaria para diferentes valores de tensión (kV) y corrriente eléctrica (mA) en el tubo.
REDUCCION DE LA EXPOSICION
La reducción de dosis por irradiación externa puede lograrse aumentando la distancia respecto a
las fuentes, interponiendo blindajes o disminuyendo el tiempo de exposición.
Distancia
En el caso de fuentes puntuales (fuentes de pequeño tamaño comparado con las distancias a las
que pueden estar las personas) las dosis de radiación dependen inversamente del cuadrado de la
distancia a que se encuentran de la fuente. Una duplicación de distancia significa una reducción
de dosis a la cuarta parte. Un incremento de distancia de 10 veces implica una reducción de
dosis de 100 veces.
20
Blindaje
La interposición de material entre las fuentes de radiación y las personas constituye un
importante medio para reducir las dosis de radiación. Las características del blindaje dependen
de la naturaleza de la radiación y de la intensidad del haz.
Radiación Beta
Este tipo de radiación puede ser detenido completamente mediante un blindaje apropiado cuyo
espesor depende de la energía de las partículas beta y de la densidad del material blindante. (Ver
Anexo IA. 6 y 7). Debe tenerse en cuenta que las partículas beta, al ser frenadas en un material
blindante, generan rayos x que puede requerir a su vez un blindaje. A fin de minimizar este
fenómeno es conveniente utilizar materiales de bajo número atómico para blindar la radiación
beta.
Radiación electromagnética: X y Gamma
En este caso la intensidad del haz de radiación se atenúa exponencialmente con el espesor del
blindaje. El espesor necesario de blindaje depende del grado de atenuación que se desee
conseguir, de la naturaleza del material blindante y de la energía de la radiación electromagnética
(Ver Anexo I A. 8, 9,y 10).
Un concepto muy utilizado es el de capa hemirreductora. Se la define como el espesor de
material blindante que reduce la intensidad del haz de radiación a la mitad. La capa
hemirreductora es una característica de cada tipo de material y de la energía de la radiación
empleada. También suele emplearse el concepto de capa decirreductora o espesor de material
blindante que reduce la intensidad de la Radiación a la décima parte. (Ver Anexo IA.11).
Las características físicas de los tipos de interacción y los valores económicos de los distintos
materiales hacen aconsejable utilizar plomo para instalaciones de rayos x de energías hasta 200
kVmax y hormigón para instalaciones de radiación gamma. Valores típicos de espesor de
blindaje son: 1 a 2 mm de plomo para instalaciones de rayos x de diagnóstico y 1 a 2 m de
hormigón para radiación gamma como en instalaciones de Radioterapia.
Habitualmente las fuentes poseen contenedores y colimadores que circunscriben el haz de
radiación a un cono de pequeña abertura. En estos casos, sólo algunas regiones del espacio serán
alcanzados por el haz de radiación directamente (Radiación Primaria). Pero, a través de la
carcasa de loa contenedores, también se propaga radiación aunque mucho mas débilmente
(Radiación de Fuga). Por otra parte, las personas u objetos irradiados por el haz primario
provocan su dispersión actuando entonces como fuentes de Radiación Dispersa. La radiación de
Fuga y la Radiación Dispersa constituyen lo que suele llamarse Radiación Secundaria. El
diseño de los blindajes debe contemplar tanto la radiación primaria como la radiación
secundaria.
En ciertos casos deben emplearse elementos de protección personal para reducir la exposición
externa. Tal es el caso de los delantales plomados y anteojos con vidrios plomados que emplean
los radiólogos, especialmente en los procedimientos de radiología intevencionista.
Tiempo
Existe una relación lineal entre la dosis y el tiempo de exposición (siempre que el tiempo de
exposición sea sustancialmente menor que el tiempo de semidesintegración del radioisótopo en
el caso de fuentes radiactivas). Este concepto se refiere al tiempo de permanencia en proximidad
21
de las fuentes cuando las mismas están en situación de irradiación, y no debe confundirse con el
tiempo de la jornada laboral.
Es útil tener en mente algunas referencias de tasas de dosis. Por ejemplo, para una dosis efectiva
anual de 20 mSv, suponiendo 2000 horas de trabajo al año, la tasa de dosis efectiva resulta 10
μSv/h. Es decir, para tareas en las que el nivel de exposición sea relativamente homogéneo en el
tiempo, la tasa de dosis efectiva debe encontrase por debajo de 10 μSv/h para no superar 20 mSv
en el año.
Para tareas en las que el nivel de exposición sea irregular en el tiempo la tasa de dosis efectiva
puede ser momentáneamente más elevada siempre que la dosis anual se encuentre por debajo del
Límite. Por ejemplo, si una tarea implica exposición a radiaciones durante 2 hs por día en vez de
8 hs, o sea 500 horas por año en vez de 2000 hs, la tasa de dosis efectiva de referencia sería 2,5
μSv/h.
Recordar que 20 mSv es el Límite Anual de Dosis Efectiva pero, de acuerdo con el criterio de
optimización, la dosis efectiva anual debe ser sustancialmente menor.
PROTECCIÓN CONTRA LA CONTAMINACIÓN INTERNA
El empleo de fuentes no selladas posibilita la dispersión del material radiactivo en los elementos
y superficies de trabajo, pisos y paredes, lo que puede dar lugar a la contaminación de los
mismos y del aire. Las personas que trabajan en tales ambientes, además de estar expuestas a
irradiación externa, pueden incorporar material radiactivo por inhalación, ingestión a través de
heridas o la piel.
Las dosis por contaminación interna sólo pueden ser reducidas mediante el control de
incorporación de material radiactivo en las personas. El principal factor para reducir la
incorporación consiste en mantener un bajo nivel de contaminación del lugar de trabajo y, toda
vez que sea necesario en la utilización de elementos de protección personal tales como máscaras
con filtros y ropa especial.
El control de la contaminación se logra minimizando la dispersión de material radiactivo,
manteniendo limpias las superficies y los elementos de trabajo y empleando sistemas de
ventilación apropiada en los ambientes donde se manipulan fuentes no selladas. Un ejemplo de
tal situación lo constituyen los centros de medicina nuclear.
En base a modelos de incorporación (modelo pulmonar y modelo digestivo) se dispone de
factores de conversión que relacionan la dosis efectiva comprometida en una persona con la
actividad incorporada de material radiactivo, por inhalación y por ingestión, para cada
radioisótopo (hinh ; hing ) (Ver algunos valores en Anexo I A, Tabla 12). En el caso de
trabajadores en condiciones normales sólo debe considerarse la vía respiratoria dado que no
deben incorporarse bebidas ni alimentos en áreas contaminadas.
De este modo, para cada radioisótopo, se puede calcular el valor máximo de incorporación
anual (Límite Anual de Incorporación) que da lugar a una dosis comprometida no superior al
Límite de Dosis Efectiva).
También se han calculado, para cada radiosótopo, los niveles máximos de concentración
radiactiva en aire (Ver Anexo I A, Tabla 13) y en superficies contaminadas para no superar los
Límites Anuales de Incorporación (Ver algunos valores en Anexo IA, Tabla 14)
22
EVALUACION DE LA DOSIS TOTAL
Cuando las personas están expuestas a irradiación externa y a contaminación interna se deben
considerar ambas contribuciones para evaluar la dosis efectiva total, según la expresión
siguiente:
Siendo:
Eext: Dosis efectiva correspondiente a la exposición externa
hj.inh: Dosis efectiva por unidad de actividad incorporada vía inhalación para el radionucleido j
Ij.inh; Actividad incorporada del radionucleido j via inhalación.
SISTEMAS DE SEGURIDAD
La prevención de situaciones anormales como los accidentes debe estar contemplada en la
planificación y en la operación de las instalaciones con fuentes de radiación. Deben emplearse
sistemas de seguridad que reduzcan la probabilidad de accidentes a niveles aceptables. Debe
asimismo preverse la posible falla de los dispositivos de seguridad mediante la aplicación
sistemática de criterios de redundancia, diversidad e independencia a fin de que la seguridad
no resulte ilusoria. (11) (12).
El análisis de los accidentes ocurridos evidencia la importancia del factor humano, es decir de
la acción o inacción humana como causa principal de situaciones anormales y accidentes (15),
(16), (17). (18) La influencia del factor humano debería ser minimizada, pues es un elemento
poco confiable en circunstancias rutinarias. Esto significa que debe incrementarse la seguridad
intrínseca de las instalaciones mediante diseños de las fuentes, los sistemas de protección y
seguridad que reduzcan la incidencia del factor humano en la seguridad de las personas. Para
aquellas funciones en que la intervención humana es necesaria, los individuos que la lleven a
cabo deben tener entrenamiento adecuado y estar en un estado psicofísico apropiado. Los
procedimientos no deben improvisarse y deben estar descritos en códigos de práctica. En el
caso de actividades críticas como, por ejemplo la calibración de fuentes para tratamientos de
seres humanos, es aconsejable la práctica de la redundancia humana, es decir, el control
independiente, de al menos dos personas, de los procedimientos y resultados.
De todos modos, no puede garantizarse la no ocurrencia de accidentes. En consecuencia, deben
preverse procedimientos de intervención a aplicar en situaciones accidentales. Tales
procedimientos deben estar descriptos en planes de emergencia.
E = Eext + Σj hj.inh Ij.inh
23
CLASIFICACIÓN DE ZONAS
La implementación práctica de la Protección Radiológica se ve facilitada por la delimitación de
áreas de trabajo en función de los niveles de riesgo a ellas asociad.
Zonas Controladas
Los recintos en los que se operan o guardan fuentes de radiación deben tener restringido el
acceso al personal estrictamente necesario y autorizado para las tareas que en ellos se
desarrollan. A tal efecto, se deben utilizar sistemas de señalización y de seguridad apropiados.
Estas zonas se denominan zonas controladas. La restricción de acceso se debe no sólo a la
conveniencia de evitar exposiciones innecesarias sino, también, a la necesidad de prevenir
situaciones anormales y accidentes que podrían ser provocadas por personas inexpertas. En
general, una zona debe considerarse controlada cuando las conductas y actitudes del personal
que puede ingresar a las mismas tienen una alta incidencia en la seguridad.
Las zonas controladas deben estar señalizadas como tales y en muchas circunstancias, durante
los períodos en que las fuentes están expuestas, es necesario restringir totalmente el ingreso de
personas. En tales casos deben instalarse señales de advertencia, alarmas y dispositivos de
seguridad (enclavamientos) que lo impidan.
Zonas supervisadas
Son todas aquellas zonas que no hayan sido definidas como zonas controladas, pero en las que
resulta preciso mantener las condiciones de exposición ocupacional bajo observación. En
general en las zonas supervisadas la seguridad está garantizada por factores intrínsecos
relacionados con el diseño de la instalación. En tales casos las conductas y actitudes de las
personas que tienen acceso a estas zonas no pueden incidir significativamente en la seguridad.
Normalmente, no son necesarias medidas especiales de protección ni disposiciones de seguridad
específicas.
VIGILANCIA DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
Es necesario verificar el cumplimiento de las restricciones de dosis para trabajadores en cada
establecimiento. Ello debe realizarse mediante rutinas de monitoreo ambiental y dosimetría
personal (19) (20). (21).
Monitoreo Ambiental
Consiste en la evaluación periódica de las tasas de dosis en las posiciones más representativas de
los puestos de trabajos. A tal fin se utilizan monitores portátiles apropiados para los campos de
radiación que deben medirse (Cámaras de Ionización, Contadores Geiger Muller, Contadores
Proporcionales). En los ambientes en que se trabaja con fuentes no selladas debe monitorearse la
contaminación del aire y de las superficies. El monitoreo ambiental es una rutina que debe
implementarse en zonas controladas y supervisadas.
24
Monitoreo Personal
Consiste en la evaluación de las dosis recibidas por cada trabajador en períodos regulares de
tiempo, habitualmente cada mes. A fin de evaluar las dosis por irradiación externa se asigna a
cada trabajador un dosímetro es decir un dispositivo sensible a la radiación (en base a película
radiográfica o algún elemento termoluminiscente) que después del período de uso es sometido a
un proceso de lectura. Mediante apropiados registros se lleva el control de las dosis a lo largo del
tiempo. Análogamente, es necesario controlar las dosis en los casos en que el trabajador está
expuesto a situaciones de contaminación interna.
Debe verificarse que exista una razonable correlación entre las indicaciones de los sistemas de
dosimetría personal y de monitoreo ambiental.
El monitoreo personal debe implementarse para el personal que tiene acceso a las zonas
controladas, no siendo necesario en general para el personal que sólo tiene acceso a las zonas
supervisadas.
REFERENCIAS
1- International Commission on Radiological Protection, “The 1990 Recommendations of the
International Commission on Radiological Protection”, ICRP Publication 60, 1990.
2- Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de los Efectos de las Radiaciones
Atómicas, Reporte 2000.
3- International Commission on Radiation Units and Measurements, “Quantities and Units in
Radiation Protection Dosimetry”, ICRU Report 51, 1993.
4- Agencia Internacional de Energía Atómica, “Normas Básicas de Protección Radiológica y
Seguridad de Fuentes de Radiación” IAEA Safety Series No 115, 1996.
5- International Commission on Radiological Protection, “The 2007 Recommendations of the
International Commission on Radiological Protection”, ICRP Publication 103, 2007
6- Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de los Efectos de las Radiaciones
Atómicas, Efectos Hereditarios, Reporte 2004
7- Comisión Internacional de Protección Radiológica, “Protección Radiológica de los
Trabajadores” ICRP 77, 1997
8- Ley 17556 de rayos x y Ley No 24.804 24.804 de Actividad Nuclear
9- Autoridad Regulatoria Nuclear; Norma Básica AR 10.1.1 y Normas específicas
10- Secretaría de Salud, Decreto 6320 / 68 y Resoluciones vinculadas
25
11- International Commission on Radiological Protection, “Protection from Potential Exposure: A
Conceptual Framework”, ICRP Publication 64, 1993.
12- International Commission on Radiological Protection, “Protection from Potential Exposures:
Aplication to Selected Sources”, ICRP Publication 76, 1997.
13- Cember, Introduction to Health Physics, 1998.
14- Agencia Internacional de Energía Atómica; Guía de Seguridad SG RS-G-1.1
“Protección Radiológica de los Trabajadores”
15- Agencia Internacional de Energía Atómica “El Accidente Radiológico de Cochabamba”
2004.
16- Internatinal Atomic Energy Agency, “Accidental Overxposure of radiotherapy Patients in San José,
Costa Rica”, 1998.
17- Agencia Internacional de Energía Atómica “El Accidente Radiológico del Salvador” 1990.
18- Agencia Internacional de Energía Atómica “El Accidente Radiológico de Goiania” 1988.
19- IAEA Guía de Seguridad SG RS-G-1.2 “Evaluación de la Exposición ocupacional debida
a Irradiación Externa” 2004
20- IAEA Guía de Seguridad SG RS-G-1.3 “Evaluación de la Exposición Ocupacional
debida a la Incorporación de Radionucleidos” (2002).
21- ARN, “Factores Dosimétricos para irradiación externa y contaminación interna. Guía
Regulatoria GR1 -R1
26
ANEXO I A
INFORMACION NUMERICA
DE INTERES EN PROTECCION RADIOLOGICA
1 - Factores de ponderación de la radiación, wR debido a su eficiencia biológica relativa
Tipo de radiación wR
Fotones de todas las energías 1
Electrones y muones, todas las energías 1
Neutrones, según energías, 5 a 20
Protones, salvo los de retroceso, de E >2 MeV 5
Partículas alfa, fragmentos de fisión y núcleos pesados 20
2 - Factores de ponderación de los tejidos, wT debido a su radiosensibilidad relativa
Tejido u órgano wT
Gonadas, Médula ósea (roja), Colon, Pulmón, Estómago 0,20
Mamas, Hígado, Esófago, Tiroide 0,05
Piel, Superficie osea 0,01
Resto 0,05
3 - Tipos de Radiación y energías para algunos radioisótopos
RADIOISOTOPO
TIPO DE RADIACION ENERGIAS
Mev
Tritio (Hidrógeno 3) Beta 0,018 max
Fósforo 32 Beta 1,7 max
Cobalto 60 beta
gamma
0,314 max
1,17 y 1,33
Estroncio 90 (Itrio 90) beta
beta
2,27
2,26
Tecnecio 99m Gama 0,14
Yodo 125 rayos x
gamma
0,028
0,035
Cesio 137 (Bario 137m) beta
gamma
0,51 max
0,66
Prometio 147 Beta 0,23
Oro 198 beta
gama
0,96
0,41
Talio 204 Beta 0,77
Radio 226 alfa
beta
gamma
4,59 a 6
0,67 a 3,26
0,2 a 2,4
Americio 241 alfa
gamma
5,3 a 5,5
0,03 a 0,37
Americio 241 - Berilio neutrones
gamma
4 a 5
0.06
27
4 - Equivalencia entre unidades de Actividad
CURIE
1 nCi 1 μCi 1 mCi 1 Ci 1 kCi
BECQUEREL
37 Bq 37 kBq 37 MBq 37 GBq 37 TBq
5 - Radioisótopos gama, Factor gamma ( Γ) y Tiempos de semidesintegración (T1/2)
RADIOISOTOPO ENERGÍAS
MeV
T1/2 Γ
mSv. h -1
. GBq -1
a 1m
Cobalto 60
1,17 1,33
5,27 años
0,351
Tecnecio 99m 0,14 8 horas 0,022
Cesio 137 0,66 30 años 0,081
Iridio 192 0,2 a 0,4 74 días 0,13
6 - Curvas de Blindaje (alcance máximo) para radiación beta
28
7 - Algunos Blindajes típicos para radiación beta
RADIOSOTOPO
ENERGIA
MAXIMA
Mev
AIRE
mm
PLASTICO
mm
MADERA
BLANDA
mm
ALUMINIO
mm
Estroncio 90 – Itrio 90 2,26 8500 11,7 14 5,2
Talio 204 0,77 2400 3,3 4 1,5
Prometio 147 0,23 400 0,6 0,7 0,26
8 - Curvas de Atenuación por blindaje de plomo para radiación gamma
29
9 - Curvas de Atenuación por blindaje de hierro para radiación gamma
30
10 - Curvas de Atenuación por blindaje de hormigón para radiación gamma
11 - Blindajes para radiación electromagnética. Hemiespesores y Deciespesores
FUENTE DE
RADIACION
PLOMO
cm
E 1/2 E1/10
ACERO
cm
E 1/2 E1/10
HORMIGON
cm
E 1/2 E1/10
Cobalto 60
1,3 4,3
2 6,7
6,3 20.3
Cesio 137 0,65 2,2 1,6 5,4 4,9 16,3
Iridio 192 0,55 1,9 1,3 4,3 4,3 14
Rayos x de 100 kVp 0,026 0,087 0,31 1,04 1,65 5,42
Rayos x de 200 kVp 0,043 0,142 0.52 1,7 2,59 8,55
31
12 - COEFICIENTES DE DOSIS PARA RADIOISOTOPOS (iinh - iing)
Se incluyen algunos valores a modo de ejemplo.
Consultar listado completo en la publicación de ARN Guía Regulatoria GR1-R1 (Referencia 21)
DAMA: diámetro aerodinámico medio de las partículas
f: fracción que pasa del tracto gastrointestinal a fluidos del cuerpo
F: absorción rápida del tracto respiratorio (minutos)
M: absorción moderada del tracto respiratorio (meses)
S: absorción lenta del tracto respiratorio (años)
13 - CONCENTRACIONES DERIVADAS EN AIRE (CDA)
Se dan algunos valores a modo de ejemplo.
Concentración límite de radionucleidos en aire para no superar el límite de dosis efectiva,
trabajando 2000 hs por año con una tasa de respiración de 1,3 m3 / hora
Se puede consultar un amplio listado en la publización IAEA, Colección Seguridad RS-G 1.2
(Referencia 20)
CDA Bq / m3
RADIONUCLEIDO
TIPO FORMA DAMA = 1μm DAMA = 5μm GAS - VAPOR
H-3 Agua tritiada 5 .105
H-3 Gas 2 .105
P-32 F 1 . 104
8 . 103
P-32 M 3 . 103
3 . 103
C-60 M 9 . 102
1 . 103
C-60 S 3 . 102
5 . 102
Sr-90 F 3 . 102
3 . 102
Sr-90 S 6 . 101
1 . 102
Cs-137 F 2 . 103
4 . 102
INHALACION
INGESTION
RADIO
NUCLEIDO
TIPO
FORMA
iinh Sv / Bq
f
iing Sv / Bq DAMA =1 μm DAMA =5 μm
H-3 Agua tritiada 1,8 . 10-11
1 1,8 . 10-11
H-3 Tritio gaseoso 1,8 . 10-15
1
P-32 F 8,0 . 10-10
. 1,1 . 10-9
0,8 2,4 . 1’-9
C-60 M 9,6 . 10-9
7,2 . 10 -9
0,1 3,4 . 10-9
C-60 S 2,9 . 10-8
1,7 . 10-8
0.05 2,5 – 10-9
Sr-90 F 2,4 . 10-8
3 . 10-8
0,3 2,8 . 10.8
Sr-90 S 1.5 . 10-7
7,7 . 10-8
0,01 2,7 . 10-9
Cs-137 F 4,8 . 10-9
6,7 . 10-9
1 1,3 . 10-8
32
14 - Valores de Contaminación Superficial de referencia
TABLA B-1
Valores de contaminación superficial límite (Actividad/cm2)
LOCALIZACION Emisores Beta-Gamma Emisores Alfa(Baja Tox)* Demás Emisores Alfa
(Bq/cm2) (uCi/cm2) (Bq/cm2) (uCi/cm2) (Bq/cm2) (uCi/cm2)
Manos ** 4 1.E-04 0,4 1.E-05 0,04 1.E-06
Ropas personales 4 1.E-04 0,4 1.E-05 0,04 1.E-06
Herramientas 4 1.E-04 0,4 1.E-05 0,04 1.E-06
Areas inactivas 40 1.E-03 4 1.E-04 0,4 1.E-05
Areas activas 400 1.E-02 40 1.E-03 4 1.E-04
* Cuando se tienen dudas, se deben usar los más restrictivos (últimas 2 columnas)
** Manos y partes del cuerpo en general (no incluye ojos, gonadas, etc)
Nota:cuando la superficie del cuerpo contaminada es amplia (contaminación genera-
lizada), el valor recomendado en todos los casos es: 0,04(Bq/cm2) 1E-06(uCi/cm2)
33
ANEXO I B
ACTIVIDADES LABORALES MAS COMUNES
CON FUENTES DE RADIACION IONIZANTE
1 - APLICACIONES MEDICAS
Las actividades laborales que, en el campo médico, implican exposición a Radiaciones
Ionizantes son las que cumplen los Médicos, los Físicos Médicos y el personal técnico y de
enfermería especializados en las diversas aplicaciones de las radiaciones ionizantes en técnicas
de diagnóstico y tratamiento. Asimismo todo empleado que por sus tareas tenga acceso a las
zonas controladas o acceso a zonas adyacentes puede también resultar expuesto. Debe
considerarse asimismo la exposición ocupacional de las personas que trabajan en la fabricación
de equipos y fuentes, su calibración y mantenimiento.
1 A - FUENTES RADIACTIVAS
Se reseñan a continuación las principales aplicaciones de radioisótopos en el campo médico.
FUENTES RADIACTIVAS ABIERTAS (MEDICINA NUCLEAR)
En Medicina Nuclear se emplean fuentes abiertas con radioisótopos de corto tiempo de
semidesintegración que se administran por inoculación u oralmente al paciente con fines de
diagnóstico o tratamiento.
DIAGNOSTICO “IN VIVO”
Emisores Gamma
Cámara Gamma – Sistemas Tomográficos
Se administra al paciente radioisótopos bajo formas químicas apropiadas. Los procesos
metabólicos dan lugar a una concentración preferencial de los radioisótopos en los órganos cuyo
estudio interesa. La radiación proveniente de un órgano dado contribuye a formar imágenes
estáticas o dinámicas según el propósito del estudio. A tal fin se emplean Cámaras Gamma y
Sistema Tomográficos como los SPECT (Tomografía Computada por Emisión Simple de
Fotones)
Ejemplos:
Actividades administradas: 10 kBq - 100 Mbq
RADIOISOTOPO T1/2 ENERGIA (Mev) ORGANO
Tecnecio Tc-99m 6 h 0,141 Tiroide
Yodo I-131 8 d 0,637 Tiroide
Talio Tl-201 73 h 0,167 Corazón
Yodo I-123 13 h 0,160 Riñón
34
DIAGNOSTICO “IN VITRO”
Emisores Beta
Radio Inmuno Análisis (RIA)
Las técnicas de Radio Inmuno Análisis (RIA) consisten en la marcación de antígenos con la
finalidad de detectar la presencia de ciertas sustancias en el organismo humano. Se trata de una
técnica radiactiva de valor diagnóstico en la que el paciente no es irradiado.
Ejemplos:
Actividades administradas: hasta 40 kBq
TERAPIA METABOLICA
Se administra al paciente compuestos químicos que contienen radioisótopos emisores beta o beta
– gamma, con el propósito de provocar una acción terapéutica a través de la energía de la
radiación
Ejemplos:
Actividades administradas:
Para la mayoría de tratamientos 200 – 400 MBq
Cáncer de Tiroides 3 – 8 GBq
FUENTES RADIACTIVAS SELLADAS (RADIOTERAPIA)
En las aplicaciones terapéuticas se utilizan fuentes selladas que, conjuntamente con los
aceleradores de partículas, constituyen el modo más difundido de tratar una amplia variedad
de tumores.
TELETERAPIA
Radiación Gamma
Las fuentes selladas están contenidas en equipos irradiadores. Estas fuentes pueden
irradiar al paciente a distancias definidas, con una colimación determinada, y desde diversos
ángulos o en procedimientos rotativos. Estas fuentes y todos los componentes del equipo que
contribuyen a determinar la dosis en el paciente deben estar calibrados con alta precisión pues
RADIOISOTOPO T1/2 ENERGIA (Mev) APLICACION
Tritio H-3 12,4 a 0,018 RIA
Carbono C-14 5760 a 0,16 RIA
Fósforo P-32 14,3 d 1,7 RIA
RADIOISOTOPO T1/2 Emisión y Energía (Mev) APLICACION
Yodo I-131 8 d Beta 0,61
Gamma 0,637
Cáncer de Tiroides
Hipertiroidismo
Itrio Y-90 2,67 d Beta 2,28 Artropatías
Estroncio Sr-89 50,5 d Beta 1,49 Metástasis oseas
35
pequeñas desviaciones de la dosis suministrada respecto de la prescripta pueden significar el
éxito o fracaso del tratamiento.
Ejemplos:
Actividad de las fuentes: 100 - 400 TBq
BRAQUITERAPIA
Las fuentes radiactivas se colocan en el interior del cuerpo del paciente a través de las cavidades
naturales del organismo.
Braquiterapia - Implante Temporario – Baja Tasa de Dosis
Las fuentes se implantan durante unos poco días.
Ejemplos:
Actividad de las fuentes: hasta 40 Gbq
Braquiterapia – Implante Temporario
Carga Diferida por Control Remoto – Alta Tasa de Dosis
Se trata de implantes temporarios breves con fuentes de alta tasa de dosis mediante dispositivos
de carga remota que actúan sobre guías previamente implantadas en el paciente.
Ejemplos:
Actividad de las fuentes: hasta 400 GBq
RADIOISOTOPO T1/2 ENERGIA (Mev) Material
Encapsulado
Cobalto Co-60 5,24 a 1,17 + 1,33 Pelets
Cesio Cs-137 30 a 0,66 Polvo
RADIOISOTOPO T1/2 RADIACIÓN ENERGIA
Gamma
(Mev)
Forma
Radio Ra-226 1600ª Alfa-Beta-Gamma 0,2-2,4 Agujas - Tubos
Cesio Cs-137 30 a Beta – Gamma 0,66 Agujas-Tubos-Microesferas
Iridio Ir-192 74 d Beta – Gamma 0,13-1,06 Hilos - Horquillas
RADIOISOTOPO T1/2 RADIACION ENERGIA
Gamma
(Mev)
Forma
Cobalto Co-60 5,24 a Beta – Gamma 1,17-1,33 Granos encapsulados
Iridio Ir-192 74 d Beta – Gamma 0,13-1,06 Granos encapsulados
36
Braquiterapia - Implante Permanente
Las Fuentes quedan implantadas en forma permanente. La actividad y el tiempo de
semidesintegtración son tales que la dosis provocada por la fuente durante su tiempo de
irradiación en la cavidad es la adecuada.
Ejemplos:
Actividad de las fuentes: hasta 400 Mbq
1 B - EQUIPOS DE RAYOS X
DIAGNOSTICO RADIOLOGICO
Constituyen las fuentes de radiaciones ionizantes mas difundidas en todo el mundo. Se emplean
para obtener imágenes estáticas y dinámicas. Se utilizan equipos de Rayos x con energías de
hasta 150 kev.
Imágenes Estáticas
Se obtienen mediante placas radiográficas o sistemas digitales que registran la información
contenida en un haz de rayos x que ha interactuado con los órganos de interés del paciente
Imágenes Dinámicas
Consiste en la observación y grabación en forma continua de imágenes radiológicas.
Modernamente se utilizan intensificadores de imagen que, mediante dispositivos electrónicos
amplifican fuertemente la intensidad de la imagen y permiten la observación en monitores de
video, así como su grabación en cinta o sistemas digitales.
Radiología Intervencionista
Las imágenes radiológicas pueden guiar con gran precisión al médico o al cirujano en ciertas
intervenciones o procedimientos quirúrgicos, como por ejemplo la angiografía. En tales casos se
puede observar en una pantalla el progreso del procedimiento. Estas técnicas reciben el nombre
de radiología intervensionista. Es un caso de particular interés en Protección Radiológica por
la alta exposición a radiaciones de los médicos y pacientes.
RADIOTERAPIA
En Radioterapia los equipos de rayos x se emplean para tratamientos superficiales o a poca
profundidad en general con energías inferiores a 100 kev.
RADIOISOTOPO T1/2 RADIACIÓN ENERGIA
Gamma
(Mev)
Forma
Oro Au-198 2,7 d Beta - Gamma 0,41 Granos - Semillas
Iodo I-125 60 d Rayos x – Gamma 0,028-0,035 Granos - Semillas
37
2 - APLICACIONES INDUSTRIALES
Son múltiples las aplicaciones en el campo industrial de las fuentes de radiación, principalmente
de fuentes radiactivas selladas. Las personas ocupacionalmente expuestas a radiaciones son los
trabajadores que operan las fuentes, los ayudantes y el personal no directamente involucrado que
puede encontrarse en su proximidad. Debe considerarse igualmente el personal que se
desempeña en la construcción de equipos y fuentes, su calibración y mantenimiento.
El siguiente cuadro resume las principales aplicaciones y características de las fuentes.
2A - FUENTES RADIACTIVAS SELLADAS
Ejemplos:
PROCESO
Actividad de la fuente
BETA GAMMA NEUTRONES
Radiografía industrial
≤ 3,7 TBq
Co-60 1,17-1,33Mev
Ir-192 0,61 Mev
Cs-37 0,66Mev
Medición de nivel
≤ 37 GBq
Co-60 1,17-1,33Mev
Cs-137 0,66Mev
Medición de espesores
Papel: ≤ 0,12 mm
≤ 1,25 mm
≤ 12 mm
≤ 37 GBq
Pr-147 0,22 Mev
Tl-204 0,76 Mev
Ru-106/Rh-106 3,5Mev
Medición de espesores
Aluminio: ≤ 250 mm
≤ 400 mm
≤ 370 GBq
Cs-137 0,66 Mev
Co-60 1,17-1,33Mev
Medición de humedad
≤ 370 GBq
Am241-Be9
5Mev
Detección de
hidrocarburos
≤ 370 GBq
Am241-Be9
5Mev
Irradiación Industrial
(* ) ≤ 370 PBq
Co-60 1,17-1,33Mev
(*) Irradiación de Alimentos, Productos Médicos, Insectos (Control de plagas), Plásticos, Sangre,
Residuos Patológicos, Desagües Cloacales
38
2 B - FUENTES RADIACTIVAS ABIERTAS
APLICACIONES HIDRÁULICAS DE TRAZADORES RADIACTIVOS
Medición de caudales
Conexiones hidráulicas
Hidrología subterránea
Detección de Fugas.
Ejemplos:
Actividades: hasta 40 GBq
RADIOISOTOPO T1/2 ENERGIA
Gamma (Mev)
ENERGIA
Beta (Mev)
Cobalto Co-60 5,24 a 1,17 + 1,33 0,32
Tritio H-3 12,3 a --------- 0,018
Yodo I-131 8 d 0,36 - 0,72 - 0,80 0,25 - 0,61 - 0,81
Cromo Cr-51 27 d 0,32 --------------
39
ANEXO I C
ANÁLISIS COMPARATIVO
RECOMENDACIONES INTERNACIONALES,
LEGISLACIÓN ANTERIOR VIGENTE EN ARGENTINA
Y RESOLUCIÓN MTESS 295/03
El contenido de la Resolución 295 en lo referente a Radiaciones Ionizantes no presenta
contradicciones (a excepción de un solo valor que se aclara más abajo) con otras normas
nacionales:
Norma AR 10.1.1 de la Autoridad Regulatoria Nuclear, Decreto 6320/68 y Resoluciones
vinculadas de la Secretaría de Salud.
Límites para mujeres trabajadoras embarazadas
En el listado de límites se ha incluido para el caso de la mujer trabajadora embarazada el valor
Dosis Mensual Equivalente: 0,5 mSv.
No se aclara cual es el órgano o tejido al que se refiere este límite. De todos modos, ese valor es
incompatible con el límite de 2mSv en la superficie del abdomen para el tiempo de embarazo. La
incompatibilidad proviene de que son valores que se originan en referencias distintas; 0,5 mSv
responde a criterios del National Council on Radiation Protection (NCRP) de Estados Unidos y
el resto de los números responden a las recomendaciones de la Comisión Internacional de
Protección Radiológica (ICRP). Corresponde aclarar que Estados Unidos no ha adoptado
totalmente las recomendaciones actualmente vigentes de la ICRP. Por lo expresado se sugiere
ignorar el citado valor de 0,5 mSv.
Terminología
En el mismo listado se alude a la “cantidad recibida de radionúclidos”. Sería mas preciso
referirse a la “actividad incorporada de radionúclidos”. Del mismo modo donde dice “1/20 del
límite anual de cantidad recibida” debería decir: 1/20 del Límite Anual de Actividad
Incorporada.
Contabilidad de las Dosis
Debe aclararse que en la contabilidad de las dosis por los trabajadores no deben computarse las
provocadas por la radiación natural ni las que los trabajadores puedan recibir en carácter de
pacientes cuando se someten a procedimientos médicos con fuentes de radiación.
Debe también consignarse que en la contabilidad de las dosis que reciben los trabajadores deben
considerarse las contribuciones atribuibles a la Irradiación Externa del cuerpo y a la
Contaminación Interna en el caso de operaciones que incluyan la manipulación de fuentes
radiactivas no selladas.
Dosis cercanas a los Límites no son aceptables en general
Debe ponerse más énfasis en que exposiciones a radiación cercanas a los Límites de Dosis no
son automáticamente aceptables, sino que, por el contrario, la Protección Radiológica debe estar
optimizada y en consecuencia las Dosis deberán estar muy por debajo de los Límites.
40
Prevención de Accidentes
Han ocurrido accidentes severos en el mundo con fuentes de radiación. Debería agregarse un
párrafo haciendo referencia a la obligación de prevenir accidentes, ó siguiendo el léxico de la
ICRP, reducir la probabilidad de exposiciones potenciales. Al respecto deberían incluirse
Límites de Probabilidad de ocurrencia de accidentes acordes con la gravedad de los mismos. Se
sugiere consultar la Norma AR 10.1.1.
Protección Intrínseca y Operacional
Las normas deben establecer que toda vez que sea posible ha de preferirse que la Protección y
Seguridad Radiológicas esté fundada en condiciones de diseño (de las Instalaciones, las fuentes
de radiación y de los sistemas de protección y seguridad) antes que en aspectos operacionales.
Vale decir el diseño debe lograr que la Protección y Seguridad estén poco influenciadas por las
conductas humanas toda vez que ello sea posible.
Monitoreo de la Protección Radiológica
Las normas deben referirse a la verificación de el cumplimiento de las condiciones de protección
radiológica mediante la vigilancia periódica de las dosis absorbidas por los trabajadores,
implementado sistemas de monitoreo ambiental y personal en áreas controladas y supervisadas.
Exposición de Trabajadores de situaciones de Intervención
En caso de intervenciones, destinadas a mitigar las consecuencias de un accidente radiológico,
puede ser justificable que algunos trabajadores reciban dosis superiores a los límites en
condiciones normales, debiendo establecerse criterios a tal efecto. (ver Norma AR 10.1.1)
Explicación de Términos
Es conveniente incluir explicaciones de algunos de los términos que se utilizan (ver Norma AR
10.1.1)
41
ANEXO D
GUIA DE EVALUACION PRELIMINAR
DE PROTECCION RADIOLOGICA
Radiaciones Ionizantes
Exclusivamente orientada a la Protección de los Trabajadores. No se incluyen aspectos
vinculados con la protección del público en general ni de los pacientes en los casos de
fuentes de radiación de uso médico.
AUTORIDAD COMPETENTE
Las fuentes de Radiaciones Ionizantes están específicamente reguladas por:
a) Ley 17.557 de Raxos x y decretos reglamentarios (Autoridades de aplicación: Ministerios de
Salud de la Nación, Ciudad de Buenos Aires y Provincias) y Resoluciones de las autoridades de
aplicación. Aplicable a todo equipo generador de rayos X.
b) Ley No 24.804 de Actividad Nuclear (Autoridad de aplicación en todo el pais: Autoridad
Regulatoria Nuclear, ARN) y Normas de Protección Radiológica de la ARN. Aplicable a toda
fuente radiactiva o nuclear.
Si una persona o una institución ajena a las mencionadas autoridades de aplicación detecta
posibles deficiencias en la protección o seguridad radiológicas debería informar la irregularidad
a la respectiva autoridad de aplicación.
AUTORIZACIONES O LICENCIAS INSTITUCIONALES E INDIVIDUALES
En ambos casos la legislación requiere que toda fuente de radiación debe estar declarada y
autorizada ante la autoridad respectiva. La fuente sólo podrá ser empleada si cuenta con una
autorización o licencia institucional y si al menos una persona cuenta con autorización o licencia
individual para actuar como responsable de la misma ante la respectiva autoridad de aplicación.
Estas autorizaciones se renuevan periódicamente siempre que se satisfagan requisitos de
protección y seguridad, debiendo estar vigentes permanentemente.
EVALUACION DE PROTECCION
Y SEGURIDAD RADIOLOGICA
El objetivo de una evaluación de protección y seguridad radiológicas desde el punto de vista de
la seguridad ocupacional, consiste en:
a) Determinar estimativamente las dosis efectivas de radiación que pueden recibir los
trabajadores como consecuencia de su trabajo en períodos regulares de tiempo (un año
por ejemplo). Esto significa verificar las condiciones de higiene radiológica en
condiciones normales de trabajo.
42
b) Evaluar las posibilidades de generación de situaciones accidentales que pudieren dar
lugar a exposiciones fuera de control en los trabajadores u otras personas. Esto significa
verificar las condiciones de seguridad radiológica.
DISEÑO Y EQUIPAMIENTO
Las fuentes radiactivas selladas y de rayos x deben formar parte de un equipo que permita su
utilización, en circunstancias de irradiación, de modo que el campo de exposición no sea mayor
que el estrictamente necesario y que mantenga la fuente en condiciones de seguridad cuando no
es utilizada.
La instalación debe satisfacer condiciones de diseño de modo de minimizar la exposición a
radiaciones de las personas, debiendo estar adecuadamente blindadas cuando corresponda según
el tipo de fuente. El acceso a las áreas controladas debe estar restringido exclusivamente a
personas autorizadas
La instalación debe contar con instrumental de protección radiológica al menos en toda
circunstancia en que los campos de exposición sean intensos y resulten dependientes en alguna
medida de las actitudes del personal, como es el caso de radiografía industrial.
La instalación debe contar con depósitos blindados de fuentes en los casos de fuentes radiactivas
de uso no permanente, como es el caso de las fuentes de braquiterapia y de radiografía industrial.
Debe contarse con elementos apropiados y seguros para el transporte de material radiactivo toda
vez que las fuentes radiactivas deban trasladarse para su utilización en lugares diferentes de un
país o una región como es el caso de las fuentes de radiografía industrial.
Las instalaciones en las que se opere con fuentes abiertas deberán estar especialmente diseñadas
para limitar la contaminación del aire y superficies. A tal efecto, las tareas que puedan dar lugar
a dispersión de material radiactivo deben efectuarse en el interior de recintos confinados como
campanas, cajas de guantes o recintos blindados de total estanqueidad con telemanipuladores
según el material radiactivo involucrado. En caso necesario debe contarse con sistemas de
ventilación y decontaminación apropiados.
La instalación debe contar con sistemas de seguridad que minimicen la probabilidad de que se
produzcan accidentes radiológicos. Este requerimiento es tanto más severo cuanto mayor
pudieren ser las dosis de radiación provocadas por la exposición accidental.
OPERACIÓN
Las instalaciones sólo podrán operar bajo la responsabilidad de al menos una persona autorizada
por la respectiva autoridad competente.
Solo se debe permitir el acceso a las áreas controladas al personal entrenado y autorizado
estrictamente necesario.
En el caso de fuentes que en el proceso de su utilización habitual pasan alternativamente de una
posición segura, en el interior de un contenedor blindado, a otra posición en la que generan
campos intensos de radiación, el operador debe verificar permanentemente la posición de la
fuente mediante un detector de radiación y en particular verificar el regreso de la fuente a la
43
posición de seguridad al finalizar cada operación. Tal es el caso de las fuentes radiactivas
empleadas en radiografía industrial y las fuentes radiactivas empleadas en terapia radiante.
Las instalaciones que generen residuos y efluentes radiactivos de baja actividad y cortos tiempos
de semidesintegración (horas o pocos días) deberán confinar los mismos durante un tiempo
suficiente para el decaimiento radiactivo antes de su liberación como residuo o efluente
convencional. Los residuos y efluentes de mayor actividad o tiempo de semidesintegración
deberán ser gestionados a través de la Comisión Nacional de Energía Atómica.
En las instalaciones no deben conservarse fuentes radiactivas en desuso. Tales fuentes deberán
ser gestionadas apropiadamente a través de la empresa autorizada que provee la fuente de
reemplazo o la Comisión Nacional de Energía Atómica.
El personal que trabaje en áreas controladas deberá contar con un servicio de Dosimetría
Personal que permita estimar las Dosis Efectivas que reciben los trabajadores en períodos
regulares de tiempo (uno o dos meses).
ESTIMACION DE DOSIS EFECTIVAS DE LOS TRABAJADORES
EXPOSICION EXTERNA
a) Medir tasa de dosis en las posiciones típicas de trabajo del trabajador con un monitor
apropiado cuya indicación sea representativa de la tasa de Dosis Efectiva que recibiría
una persona ubicada en la misma posición (mSv / h).
b) Obtener información sobre el número de horas de trabajo por año en esas circunstancias
(h /año)
c) Efectuar el producto de las cantidades anteriores para obtener la Dosis Efectiva por año
(mSv/año)
CONTAMINACION INTERNA
Instalaciones que emplean fuentes abiertas.
La evaluación de la exposición por contaminación interna suele ser más compleja que la de la
exposición externa.
En general, en lugares de trabajo, la vía mas frecuente de contaminación interna es la inhalación
de aire contaminado con material radiactivo bajo la forma de gases o aerosoles. Una manera
indirecta de estimar la tasa de Dosis Efectiva que puede recibir un trabajador en tales
circunstancias consiste en medir la concentración de material radiactivo en aire. Se han
desarrollado modelos que correlacionan, para cada radionucleido, la concentración de material
radiactivo en aire con su incorporación por parte de la persona que trabaja en el recinto y con la
Dosis Efectiva al cabo de un cierto tiempo (2000 horas de trabajo por año por ejemplo).
Expresión para cálculo:
E = C Bq / m3 . 1,2 m
3 / h . 2000 h / año . iinh Sv / Bq
También resulta de utilidad evaluar la contaminación superficial de las áreas de trabajo,
herramientas y ropa de trabajo (Bq / m2) lo que constituye un indicador del grado de
44
contaminación del ambiente de trabajo. Existen valores numéricos que sirven de referencia para
determinar si las condiciones son aceptables.
DOSIS EFECTIVA TOTAL
La dosis efectiva anual total estimada puede obtenerse sumando las contribuciones debidas a la
exposición externa y a la contaminación interna. Este valor debe cotejarse con el Límite de Dosis
Efectiva (20 mSv / año) o con la Restricción de Dosis (menor a esa cifra) que la autoridad
competente hubiese establecido para la instalación. Si se coteja con el valor 20 mSv / año debe
tenerse en cuenta que es altamente recomendable que las Dosis Efectivas de los trabajadores se
encuentren sustancialmente por debajo de esa cifra la que sólo en circunstancias excepcionales
podría ser alcanzada (Principio de Optimización).