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SERVICIOS DE INVESTIGACIN RADIOISTOPOS

MANUAL DE RADIOPROTECCIN Revisin: 0 Fecha: Sep 2005 Pgina 1 de 79

MANUAL DE RADIOPROTECCIN

ESTE MANUAL INCLUYE LAS NORMAS BSICAS DE TRABAJO EN LA INSTALACIN RADIACTIVA DE LA UNIVERSIDAD DE MALAGA

Jos Acosta Mira Sergio Caete Hidalgo Laboratorio de Radioistopos SERVICIOS DE INVESTIGACIN.



PREFACIO Este manual, realizado para facilitar el trabajo de los usuarios de la Instalacin Radiactiva de la Universidad de Mlaga, incluye conceptos generales de radioproteccin y las normas bsicas del laboratorio de radioistopos de la Instalacin Radiactiva de la Universidad de Mlaga.

AGRADECIMIENTO

Algunas de las ilustraciones presentes en el texto proceden de pginas web de organismos oficiales lo que se indica en la referencia a pie de la ilustracin.



NDICEINTRODUCCIN .................................................................................................. 6 PARTE 1. CONCEPTOS BSICOS SOBRE RADIACTIVIDAD. ................... 10 I.1.- RADIACIONES IONIZANTES. ................................................................. 10 I.2.- LAS SUSTANCIAS RADIACTIVAS. RADIACIONES NUCLEARES...... 12 I.2.1.- ESTRUCTURA DE LA MATERIA......................................................... 12 I.2.2.- ISTOPOS, ISTONOS, ISBAROS e ISMEROS. ............................ 13 I.3.- DESINTEGRACIONES RADIACTIVAS. .................................................. 14 I.1.3.- DESINTEGRACIN : .......................................................................... 15 I.3.2.-DESINTEGRACIN BETA. .................................................................... 17 I.3.2.1.- Desintegracin -....................................................................... 17 I.3.2.2.-Desintegracin + ...................................................................... 19 I.3.2.3.-Captura Electrnica. .................................................................... 20 I.3.3.-RADIACIN : ....................................................................................... 21 I.3.4.- RAYOS X:............................................................................................... 22 I.3.5.- RADIACIN DE NEUTRONES:............................................................ 22 I.4.- MAGNITUDES Y UNIDADES RADIOLGICAS..................................... 23 I.4.1.-ACTIVIDAD. ........................................................................................... 23 I.4.2.-EXPOSICIN........................................................................................... 25 I.4.3.-DOSIS ABSORBIDA. .............................................................................. 25 I.4.4.-DOSIS EQUIVALENTE. ......................................................................... 25 I.5.-EFECTOS BIOLGICOS DE LA RADIACIN IONIZANTE. ................... 28 I.6.-DETECCIN DE LA RADIACTIVIDAD.................................................... 30



PARTE 2. RADIOPROTECCIN...................................................................... 32 II.1.-INTRODUCCIN....................................................................................... 32 II.2.-BASES DE LA PROTECCIN................................................................... 33 II.3.-IRRADIACIN Y CONTAMINACIN. .................................................... 34 II.4.-PROTECCIN FRENTE A LAS RADIACIONES. .................................... 34 II.5.-DOSIMETRA ............................................................................................ 36 II.5.1.- CONTROL DOSIMTRICO DEL AMBIENTE. DOSIMETRA DE REA. ........................................................................................................................... 36 II.5.2.- DOSIMETRA PERSONAL................................................................... 36 II.5.3.- LMITES DE DOSIS.............................................................................. 36 II.5.4.- PROTECCIN ESPECIAL DURANTE EL EMBARAZO Y LA LACTANCIA..................................................................................................... 38 II.6.- CLASIFICACIN Y DELIMITACIN DE ZONAS. ................................ 39

PARTE 3.- NORMAS DE TRABAJO EN EL LABORATORIO DE RADIOISTOPOS................................................................................................... 41 III.1.- INTRODUCCIN. ................................................................................... 41 III.2.- USUARIOS DE LA INSTALACIN........................................................ 42 III.3.- COMPRAS DE MATERIAL RADIACTIVO............................................ 42 III.4.- HORARIOS DE TRABAJO...................................................................... 43 III.5.- NORMAS GENERALES DE TRABAJO.................................................. 43 III.5.1.- RIESGO BIOLGICO.......................................................................... 46 III.5.2.- CONTROL DE LA CONTAMINACIN.............................................. 46 III.6.- MONITORES DE CONTAMINACIN Y RADIACIN: ........................ 47 III.6.1.- MANEJO DE LOS MINIMONITORES:............................................... 47 III.6.2.- ENSAYO DE FROTIS PARA DETECTAR TRITIO (H-3)................... 48 III.7.- TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO. .................................... 49



III.8.- DOSIMETRA. ......................................................................................... 49 III.9.- USO DE EQUIPOS DEL LABORATORIO.............................................. 50 III.9.1.- CONTADORES DE CENTELLEO....................................................... 50 III.9.2.- MUESTRAS DE FRO O CONGELADAS........................................... 51 III.9.3.-HORNOS DE HIBRIDACIN............................................................... 51 III.9.4.-SECADOR DE GELES.......................................................................... 52 III.10.- INCIDENTES CON MATERIAL RADIACTIVO. ................................. 52 III.10.1.- INCIDENTES Y PROTOCOLOS DE ACTUACIN.......................... 52 III.10.2.- DESCONTAMINACIN.................................................................... 53 III.11.- GESTIN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS. ................................. 53 III.11.1.1.- Residuos de P-32.................................................................... 54 III.11.1.2.- Residuos de vida media corta. ................................................ 55 III.11.1.3.- Residuos con istopos de vida media o larga (H-3, C-14, S-35).55 III.11.1.4.- Residuos de Cs-137 o similares (emisores gamma)................. 56 ANEXO I.- LEGISLACIN APLICABLE. ........................................................ 58 ANEXO II.- GLOSARIO .................................................................................. 600 ANEXO III.- FICHAS TCNICAS DE ISTOPO.......70 ENLACES DE INTERS ................................................................................... 79



INTRODUCCINEl descubrimiento de la radiactividad es relativamente reciente. En noviembre de 1895 Rentgen, mientras experimentaba con rayos catdicos, descubre los rayos X,

radiaciones que presentan una serie de propiedades desconocidas hasta ese momento. Se trata de ondas electromagnticas originadas por el choque de electrones con un determinado material, en el interior de un tubo de vaco. Este descubrimiento le report el Nobel de Fsica en 1901.

Henri Becquerel en febrero de 1896, interesado en el descubrimiento de Rentgen, intenta averiguar si algunos materiales expuestos a la radiacin solar son capaces de emitir rayos X. La ausencia de sol el da del experimento hace que Becquerel guarde el material a ensayar, un mineral de uranio, en un cajn junto con unas placas fotogrficas

debidamente protegidas de la luz. Al da siguiente, las placas fotogrficas estaban veladas como si hubiesen estado expuestas a radiacin similar a los rayos X. Dicha radiacin provena del mineral.

En este campo comienza a investigar el matrimonio Curie, los grandes protagonistas en estos inicios en el campo de la radiactividad. As, el matrimonio Curie, hacia el ao 1898, descubre nuevas sustancias con la misma propiedad y consiguen aislar nuevos elementos radiactivos a los que bautizaron con los nombres de Radio, nombre del que se deriva el de radiactividad, y Polonio, en honor a Polonia patria de Marie Curie. El matrimonio Curie recibi en 1903 junto a Becquerel el Nobel de Fsica por sus aportaciones al conocimiento de las radiaciones del Uranio. Posteriormente, se le

concedi, en 1911, a Marie Curie el premio Nobel de Qumica por su descubrimiento sobre los nuevos elementos radiactivos que marcan el comienzo de un nuevo campo para la ciencia: la radiactividad y la energa atmica.



La evolucin de la energa atmica es impulsada por los sucesivos descubrimientos entre los que cabra destacar:

La teora de la relatividad de Albert Einstein (1905).

Los trabajos de Ernest Rutherford (1911), quien por una parte consigue distinguir los tres tipos de radiaciones existentes, alfa, beta y gamma, y por otra parte propuso tambin un modelo atmico. En este modelo el tomo est formado por un ncleo con carga positiva donde se encuentra prcticamente toda la masa del tomo y en torno a ste, como un pequeo sistema planetario, se encuentran los electrones con carga negativa y masa prcticamente inapreciable.

El descubrimiento en 1934 de la radiactividad artificial por Irene y Federico-Curie a los que se otorga el premio Nobel en 1935.

Fisin nuclear por Otto Hahn (1939).

La construccin y puesta en marcha del primer reactor nuclear en 1942, denominado Chicago I, realizada por Enrico Fermi

A partir de esta fecha los usos y aplicaciones de la radiactividad han sido numerosas, pero tambin se hizo evidente que el uso de la radiactividad representa un riesgo. Existe el riesgo derivado del mal uso de este fenmeno ya puesto de manifiesto por Pierre Curie en 1903 a la recogida del Premio Nobel donde dijo: No es difcil concebir que en manos criminales el radio pueda ser muy peligroso. Tambin se pregunt sobre la utilidad del conocimiento sobre los secretos de la Naturaleza para al final decir Yo pienso que los nuevos descubrimientos acarrearn ms beneficios que daos a la Humanidad. Por otra parte existe un riesgo de dao biolgico por el uso de la radiacin ionizante, puesto de manifiesto por la aparicin de cnceres y leucemias en los primeros investigadores que trabajaron con material radiactivo, en mdicos usuarios de rayos X y por los efectos a largo plazo de las primeras explosiones atmicas.



Actualmente las radiaciones ionizantes son utilizados en numerosos campos cientficos e industriales, tantos que una relacin detallada sera muy extensa. Especficamente las reas de la medicina y la investigacin biomdica encuentran en las radiaciones ionizantes una de las herramientas ms verstiles y tiles. Los niveles de radiactividad que se usan en los trabajos de investigacin son evidentemente limitados pero, al igual que ocurre con otras herramientas utilizadas en investigacin, las radiaciones ionizantes son potencialmente peligrosas. Por esto se han desarrollado una serie de organizaciones de carcter mundial, europeo y nacional (AIEA, ICRU, ICRP, EURATOM, CSN, ...) que establecen normas y legislacin, reglas de proteccin que gobiernan todos los usos de las radiaciones ionizantes y tienen como propsito asegurar que stos se lleven a cabo con las mximas garantas de seguridad y proteccin, tanto para el personal como para bienes materiales y el medioambiente. Es fundamental realizar un estricto seguimiento, siempre dentro del mbito legal establecido, de estas normas y procedimientos de proteccin.

El presente Manual tiene como propsito el proporcionar la informacin bsica necesaria en los aspectos de seguridad y radioproteccin para trabajar con radiaciones ionizantes en una instalacin radiactiva como la de la Universidad de Mlaga. En primer lugar se hace una breve revisin terica sobre la radiactividad, a continuacin se describen los conceptos bsicos de radioproteccin de acuerdo con las reglas y procedimientos establecidos por las organizaciones ya mencionados. En la parte 3 se adjuntan las normas bsicas de trabajo en el laboratorio de Radioistopos que pertenece a la Instalacin Radiactiva de la Universidad de Mlaga. Estas normas recogen las conceptos bsicos expuestos previamente sobre la radiactividad y los niveles mximos admisibles de exposicin y deben ser observados rigurosamente por todos los usuarios, investigadores, estudiantes y trabajadores profesionalmente expuestos, que trabajen en las citadas instalaciones de la Universidad de Mlaga.



La Universidad de Mlaga cuenta con supervisores, profesionales en el mbito de la proteccin radiolgica, que entre otros tienen como objetivo la direccin y vigilancia de todos los aspectos relacionados con la proteccin radiolgica en la instalacin radiactiva de la Universidad de Mlaga.



PARTE 1. CONCEPTOS BSICOS SOBRE RADIACTIVIDADLlamamos radiacin a la energa que se propaga a travs del espacio. Dentro de este concepto se incluyen, entre otros, a las radiaciones no ionizantes, como la luz visible o infrarroja, o las ondas de radio, y a las radiaciones ionizantes.

I.1.- RADIACIONES IONIZANTES

Se define una radiacin como ionizante cuando al interaccionar con la materia tiene suficiente energa para producir la ionizacin de la misma, es decir, origina partculas con carga elctrica (iones). El origen de estas radiaciones es siempre atmico, se producen tanto en el ncleo del tomo como en los orbitales y pueden ser de naturaleza corpuscular (partculas subatmicas que se mueven a altas velocidades) o electromagntica, rayos X, rayos gamma (), caracterizada por tener una energa fotnica muy elevada.

Clases de radiaciones. Las principales clases de radiaciones ionizantes son: La emisin de partculas nucleares alfa, beta y neutrones La radiacin electromagntica gamma de origen nuclear La emisin de rayos X

Origen de las Radiaciones Ionizantes. Dependiendo del origen podemos distinguir entre radiactividad natural y radiactividad artificial

La radiactividad natural siempre est presente en el medio ambiente, tanto de origen csmico como procedente de los materiales radiactivos existentes en la naturaleza. El ser humano ha estado expuesto a las radiaciones ionizantes desde el comienzo de los tiempos. El conjunto de radiaciones naturales se conoce como radiacin de fondo



(Fondo),que depende de numerosos factores como el lugar de residencia, la altitud, materiales de construccin, la composicin del suelo y otras. Recibimos continuamente esa radiacin, ingerimos a diario productos que contienen cantidades muy pequeas de sustancias radiactivas y todos los seres vivos acumulamos pequeas cantidades de algunos istopos radiactivos.

La radiactividad artificial es la que se produce por la intervencin humana, aunque su fuente sea natural, para obtener beneficios que, obviamente, tienen que ser superiores al riesgo que representan. Actualmente el uso de radiaciones ionizantes se extiende a campos muy diversos: medicina, tanto en el diagnstico como en los tratamientos clnicos, investigacin, obtencin de energa, radiografas industriales, en la agricultura y otros muchos.

Fuentes de Radiaciones ionizantes Las fuentes de radiaciones ionizantes son naturales, como los istopos radiactivos y los rayos csmicos procedentes del espacio, y artificiales, como los generadores de radiacin.

Los generadores de radiacin son equipos en los que partculas cargadas se aceleran mediante campos elctricos hasta producir radiacin ionizante. En unos casos el objetivo del equipo es producir la radiacin, como en el caso de los equipos de rayos X y en otros muchos, como la microscopa electrnica, la radiacin ionizante se produce como efecto secundario indeseable.

Del conjunto de fuentes radiactivas a las que nos encontramos sometidos el mayor porcentaje de dosis recibida procede de la radiactividad natural. La figura siguiente muestra la distribucin de la dosis por las distintas fuentes.

g Fh:S20 Pin1d7 ea e 05 a2e9 c p MANUAL DE RADIOPROTECCIN

I .2.- L A S SU ST A N C I A S R A D I A C T I V A S. R A D I A C I O N E S N U C L E A R ES

I .2.1.- ESTR U CT UR A D E LA M A TER I A El tomo consta de un ncleo, que est formado por protones con carga positiva y neutrones y una corteza, formada por electrones con una masa muy pequea y cargados negativamente. El nmero y la carga de los electrones es igual que la de los protones, de forma que el tomo resulta neutro y la masa se concentra prcticamente en el ncleo. El nmero atmico Z, que corresponde al nmero de protones, define la posicin en la tabla peridica, qu elemento es y sus caractersticas qumicas. El nmero total de nucleones (protones y neutrones) existentes en el ncleo recibe el nombre de nmero msico (A). La diferencia entre el nmero msico y el nmero atmico, A-Z, nos da el nmero de neutrones contenidos en el ncleo atmico.

Partcula ep o p+ N

M asa (uma) 0,00054858 1,0073 1,0087

M asa (g) 8 9,1096 10-2 4 1,6725 10-2 4 1,6748 10-2

Carga + N eutro



I.2.2.- ISTOPOS, ISTONOS, ISBAROS e ISMEROS En funcin de las caractersticas fsicas de los elementos qumicos podemos distinguir entre istopos, isbaros, ismeros e istonos:

Los istopos son tomos del mismo elemento, con igual nmero de protones, pero distinto nmero msico A y por tanto distinto peso atmico.

A=N+Z Notacin:Z A

X

Z = nmero de protones. Nmero atmico. A = nmero msico N = nmero de neutrones

Los nucleidos, as denominamos a los elementos cuando los caracterizamos por sus ncleos, que tienen el mismo nmero de neutrones, N, se denominan ISTONOS.

Los nucleidos caracterizados por tener el mismo nmero msico A, reciben el nombre de ISBAROS.

Un ncleo, de la misma forma que ocurre en el tomo, puede encontrarse energticamente en niveles excitados que tienden a retornar al estado fundamental con vida media muy corta (10-15 a 10-13 s) emitiendo radiacin gamma. Si el nivel excitado es metaestable, (vida media que puede alcanzar aos) se dice que el ncleo excitado es un ISMERO del mismo ncleo en su nivel fundamental. Los ismeros se representan con la letra m tras el smbolo msico.



Nombre ISTOPOS ISBAROS ISTONOS ISMEROS

Nmero atmico Z = =

Nmero msico A = =

Nmero de neutrones n = =35 17

EjemploCl Cu Mg Ba37 17

Cl Ni Al Ba

64 29 23 12

64 28

24 13

137 m 56

137 56

I.3.- DESINTEGRACIONES RADIACTIVASLos protones, que estn cargados positivamente, se repelen y se mantienen unidos en el ncleo por la intercalacin de los neutrones, que tienen masa similar a los protones sin carga elctrica, mediante las llamadas fuerzas nucleares. No todos los istopos son estables. A veces la relacin nmero de protones y neutrones no es la ptima y se requieren altos niveles energticos para mantenerlos unidos. En estos casos, los ncleos inestables se reestructuran, a veces se desintegran, y emiten el exceso de energa por distintos mecanismos para transformarse en otros istopos que, a su vez, pueden desintegrarse hasta que al final de la cadena se llega a istopos estables.

La radiactividad o desintegracin radiactiva es un proceso complejo por el que el ncleo atmico inestable alcanza una estructura de mayor estabilidad, emite partculas o fotones y puede transformarse o no en otro elemento qumico. Los nucleidos inestables que se transforman espontneamente con el tiempo formando otros nucleidos mediante procesos de desintegracin se conocen como nucleidos radiactivos o radionucleidos. Actualmente se conocen unos 2000 nucleidos, de los cuales son estables 274.

Los istopos radiactivos decaen por distintos mecanismos que resultan en la emisin de diferentes tipos de radiaciones ionizantes que pueden tener naturaleza



corpuscular o electromagntica. Los principales tipos de desintegraciones las agrupamos en: partculas , partculas , neutrones y radiacin . En el laboratorio de investigacin biolgica los materiales radiactivos usados son emisores o .

En la figura siguiente, correspondiente al experimento de Rutherford, se pone de manifiesto el carcter corpuscular y la carga de las partculas alfa y beta, y la naturaleza electromagntica de la radiacin gamma.

+

Material radiactivo

I.1.3.- DESINTEGRACIN La partcula es equivalente a un ncleo de Helio con masa cuatro y 2 protones. Por tanto, cuando un ncleo emite una partcula alfa, su nmero msico se reduce en cuatro unidades y su nmero atmico en dos unidades. Este proceso se da en tomos con un nmero atmico elevado. El proceso de desintegracin alfa va acompaado de la emisin de una gran cantidad de energa procedente del defecto msico producido. Los emisores , que corresponden a tomos pesados como el radio y el uranio, no se suelen usar en el mbito de la investigacin biolgica.



A Z226 86

X --->Ra

A 4 Z 2222 84

Y+

4 2

He4 2

Rn +

Este tipo de desintegracin se produce debido a la inestabilidad derivada de la repulsin coulombiana entre los protones del ncleo. Se produce en ncleos pesados con nmero msico superior a 140, la causa fundamental de la inestabilidad nuclear se debe al desequilibrio entre las fuerzas repulsivas, que crecen proporcionalmente a la relacin Z(Z-1), y la fuerza nuclear de unin, que crece con el nmero msico. La energa de las partculas emitidas por radionucleidos naturales se encuentran

entre 1,8 MeV (

144

Nd) y 8.785 MeV (212 Po), alcanzando velocidades elevadas. Los

espectros alfas son discretos, pudiendo encontrarse espectros monoenergticos y polienergticos.

Fuente: http://www.pntic.mec.es/recursos

Z

Z

ee-

Z

Z-2

+



I.3.2.-DESINTEGRACIN BETA Consiste en la emisin de una partcula , procedente del nucleo atmico, que tiene la masa y carga de un electrn. En consecuencia el ncleo descendiente es un ISBARO, distinto elemento y misma masa, del ncleo precursor. La desintegracin beta se extiende a la totalidad de la carta de nucleidos. Dentro de la desintegracin podemos distinguir:

Desintegracin -. Desintegracin +. Desintegracin por captura electrnica.

I.3.2.1.- Desintegracin Es la emisin espontnea de partculas negativas, electrones, que emergen del ncleo a velocidades muy prximas a la velocidad de la luz. Los espectros energticos de las partculas son continuos, y se extienden desde energa cero, hasta una energa mxima o lmite superior que depende del radionucleido estudiado. En la desintegracin se emite, adems del electrn, una nueva partcula llamada neutrino, carente de carga y masa. La energa de desintegracin se reparte entre el electrn, el neutrino y el ncleo de retroceso.

Segn Ferm, dado que en el ncleo no existen electrones, la transformacin nuclear que se produce ser que un neutrn se convierte en un protn, en un electrn y en un neutrino, segn: n p+ + e- +

El esquema de desintegracin vendr dado:



A Z

X

A Z +1

Y

+

+

14 6

C

14 7

N

+

Las energas mximas de las emisiones beta se extienden desde los emisores blandos como el tritio (3H) [Emx = 17 KeV] y el (32P) [Emx = 1.7 MeV]

Z

- ..(e-

Z

Z+1

Z

Son emisores -, los radionucleidos muy ricos en neutrones y la emisin -, que transforma un neutrn en un protn, reduce el valor del cociente N/Z con lo que el nucleido descendiente se encuentra ms prximo a la zona de estabilidad.




I.3.2.2.-Desintegracin + Consiste en la emisin de positrones por ciertos radionucleidos. El positrn tiene una masa igual a la del electrn pero su carga elctrica es positiva aunque con valor absoluto igual al electrn.

Al no existir positrones libres en el interior de los ncleos, el proceso que tiene lugar es el siguiente: p+A Z64 29

n + e- +

X

A Z 164 28

YNi

+ ++ +

Cu

Por lo que disminuye el nmero atmico en una unidad. e-

Z

+

Z

Z-1

Z-1

Al emitirse un positrn, el nucleido descendiente queda con una carga nuclear Z-1, pero con Z electrones, del que se desprende un electrn cortical. Los positrones emitidos son partculas inestables y cuando pierden su energa, mediante choques con la materia, se combinan con un electrn libre del entorno, produciendo el fenmeno llamado de aniquilacin del positrn, con la emisin de dos fotones de 511 keV. De esta forma la masa de ambas partculas se convierten en energa de 511 keV que se propaga en la misma direccin pero en sentido opuesto. A esta radiacin electromagntica se le denomina de aniquilacin.



Los radionucleidos emisores

+

son aquellos que se encuentran situados por

encima de la lnea de estabilidad. Es decir, aquellos ncleos excesivamente ricos en protones. El espectro + es contnuo, desde energa nula a un valor mximo que depende del radionucleido considerado y que para las emisiones ms duras alcanza el valor de unos 5 MeV.

I.3.2.3.-Captura Electrnica Los electrones de la corteza atmica en el curso de su movimiento, se aproximan en ocasiones al ncleo, y segn la mecnica ondulatoria, incluso pueden penetrar en su interior. La probabilidad que esto ocurra aumenta para los electrones de la capa K. Z e-

Z

Z-1

Z-1

En tomos ricos en protones, estos electrones pueden ser capturados por el ncleo y se produce el proceso: p+ + eDisminuyendo el nmero atmico en una unidad.A Z

n+

X

A Z 1

Y

+

64 29

Cu

64 28

Ni

La captura electrnica es un procedimiento competitivo con la desintegracin +. Todo radionucleido que se desintegre mediante + puede hacerlo como captura electrnica. La inversa no es necesariamente cierto, debe existir un nivel umbral mnimo.



En todo proceso de captura electrnica, el tomo descendiente queda ionizado, con una vacante en la capa K, con lo que al producirse el reajuste electrnico en el tomo descendiente, se producir la emisin de rayos X caractersticos.


Como ejemplo completo de desintegracin beta se muestra el diagrama de desintegracin correspondiente al 64Cu.

I.3.3.-RADIACIN La radiacin gamma se produce en transiciones nucleares entre niveles excitados. La emisin de radiacin gamma es un proceso mediante el cual un ncleo que se

encuentra en uno de sus niveles excitados pasa a otro de menor energa mediante emisin



de radiacin electromagntica. La energa de los fotones de radiacin gamma se encuentra, en los casos ms habituales, entre el keV y el MeV. Las radiaciones producen ionizacin indirecta que libera electrones de los tomos con los que interaccionan, ionizndolos. El poder de penetracin de estas radiaciones es grande, ya que nicamente son desviadas o neutralizadas por impacto con los electrones orbitales.

I.3.4.- RAYOS X La emisin de rayos X corresponde a la zona del espectro electromagntico por encima de la radiacin ultravioleta, su intervalo energtico abarca entre unos 100 eV y 250 keV.

Para que se produzca la emisin de rayos X, es necesario que se produzca una vacante electrnica, o inonizacin en una capa electrnica profunda, ya que los electrones de estas capas poseen una energa de ligadura muy alta.

Por lo general, los rayos X se generan artificialmente en un tubo de vaco a partir de un material que no tiene radiactividad propia, por lo que su activacin y desactivacin tiene un control fcil e inmediato. La energa de los rayos X y su poder de penetracin son proporcionales a la tensin elctrica utilizada para su produccin, alrededor de los 100 kV para los rayos X de diagnstico y entre 15 kV y 50 kV en los equipos para anlisis.

I.3.5.- RADIACIN DE NEUTRONES La radiacin de neutrones es la generada durante la reaccin nuclear. Los neutrones tienen mayor capacidad de penetracin que los rayos gamma y slo pueden detenerlos una gruesa barrera de hormign, agua o parafina.



La figura siguiente nos muestra el poder de penetracin e ionizacin de los distintos tipos de desintegraciones vistas en los apartados anteriores.

http://www.insht.es

I.4.- MAGNITUDES Y UNIDADES RADIOLGICASEl Sistema Internacional (SI) de unidades es un conjunto consistente de unidades que cubre todos las reas de la ciencia y, de acuerdo con las recomendaciones de la Comisin Internacional de Unidades y Medidas de Radiacin (ICRU), ha adoptado una serie de unidades relacionadas con la radiactividad.

I.4.1.-ACTIVIDAD La actividad se define como el nmero de desintegraciones nucleares por unidad de tiempo. La unidad en el Sistema Internacional es el Bequerelio (Bq), que corresponde a una desintegracin por segundo. El Curio (Ci) es una unidad histrica que equivale a 37 MBq. La desintegracin radiactiva es un proceso espontneo imposible predecir para un tomo pero la proporcin de ncleos que se desintegran es constante a lo largo del tiempo, es una constante estadstica conocida como constante de desintegracin .



Ln N/N0 = - T

N = N0 e- T

N0 = nmero de tomos iniciales N = nmero de tomos sin desintegrar a tiempo t = constante de desintegracin

El periodo de semidesintegracin (T1/2) es el tiempo t1/2 necesario para que se desintegren el 50% de los istopos radiactivos existentes y tiene una relacin obvia con la actividad. T1/2 = ln 2/

N = N0/2

La vida media es el valor medio de duracin de los tomos de una sustancia radiactiva. Es una constante caracterstica de cada istopo, independiente de las

influencias del entorno. Existen radionucleidos que tienen vidas medias que duran segundos como el Po-211, das como el P-32 y miles de aos como el C-14. = 1/ = T1/2 / 0,693

La energa que transporta la emisin radiactiva, que se mide en electronvoltios (eV), es del orden de keV a MeV. Depende del radioistopo y en general aumenta con el tamao de la partcula emitida.

Es muy importante no confundir la actividad o la energa de la radiacin con la dosis, que es una medida del efecto que causa la radiacin sobre el receptor. La dosis depende tanto de la energa que se libera en el receptor como de la calidad de la radiacin.



I.4.2.-EXPOSICIN Se emplea para medir la capacidad de la radiacin para producir iones en el aire. Su unidad en el sistema internacional de medida es el C/Kg

I.4.3.-DOSIS ABSORBIDA. La dosis absorbida se define como el cociente entre el valor medio de la energa cedida por la radiacin y absorbida por una cantidad de masa dm,

D=

dE J = dm kg

La tasa de dosis se define como la dosis absorbida por unidad de tiempo.

& D Gy D= = t sI.4.4.-DOSIS EQUIVALENTE. La dosis equivalente, que se mide en Sievert (Sv), que equivale a 100 rems en el Sistema Cegesimal, tiene en cuenta tanto la cantidad de energa que absorbe el tejido vivo como la calidad de sus repercusiones biolgicas segn el tipo de partculas. En los emisores o usuales en investigacin, el Gray y el Sv son equivalentes y al hablar de dosis nos referimos a la dosis equivalente que se mide habitualmente en milisievert.Dosis equivalente (Sv) = Dosis absorbida (Gy) x WR

La dosis absorbida en un tejido orgnico no determina el efecto biolgico resultante, ya que intervienen otros factores tales como:

Naturaleza de la radiacin. Energa y espectro de la radiacin. Tipo de efectos biolgicos.



En la tabla siguiente se muestran los coeficientes de ponderacin, WR para cada tipo y rango de energas.TIPO Y RANGO DE ENERGA Fotones, todas las energas Electrones y muones, todas las energas 10 KeV a 100 KeV Neutrones, de energa > 100 KeV a 2 MeV > 2MeV a 20 MeV > 20 MeV Protones, salvo los de retroceso, de energa > 2 MeV Partculas alfa, fragmentos de fisin, ncleos pesados WR 1 1 5 10 20 10 5 5 20

I.4.5.-DOSIS EFECTIVA La dosis efectiva, que se mide en Sievert, se define como la suma de las dosis equivalentes ponderadas en todos los tejidos y rganos del cuerpo procedentes de irradiaciones internas y externas.

En la tabla siguiente se muestran los coeficientes de ponderacin, WT, para cada uno de los rganos y tejidos considerados.



TEJIDO U RGANO Gnadas Mdula sea Colon, Pulmn, Estmago

FACTOR DE PONDERACIN WT 0,20 0,12 0,12 0,05 0,05 0,01 0,05

Vejiga, mama, hgado, esfago Tiroides Piel, Superficie de los huesos. Resto del organismo

RELACIONES ENTRE UNIDADES DEL SI Y OTRAS UNIDADESMagnitud Unidad SI Becquerelio (Bq) Actividad 1 Bq = 1 dps curie (Ci) Otra Unidad Relacin 1 Bq = 2.70 10-11 Ci 1 Ci = 3.7 1010 Bq 1 Ci = 37000 Bq Gray (Gy) Dosis Absorbida 1 Gy = 1 J/kg Rad 1 Gy = 100 rad 1 rad = 0.01 Gy 1 rad = 10mGy Dosis EquivalenteEfectiva Coulombio/kilogramo Exposicin (C/kg) Rontgen (R) 1R = 2.58 10-4 C/kg Sievert (Sv) 1 Sv = 1 J/kg Rem 1 Sv = 100 rem 1 rem = 0.01 Sv 1 rem = 10 mSv 1 C/kg = 3876 R



I.5.-EFECTOS BIOLGICOS DE LAS RADIACIONES IONIZANTESEl dao biolgico producido por la radiacin ionizante depende de la cantidad y caractersticas de la energa que libera en el tejido receptor. Cuando la radiacin recibida es muy alta y supera un nivel umbral se producen efectos deterministas inmediatos que tienen relacin dosis/efecto. Por debajo solo se producen efectos aleatorios.

Efectos biolgicos Efectos estocsticos Gravedad Mecanismo Naturaleza Dosis umbral Relacin dosis / efecto Aparicin efectos Independiente de dosis Afecta pocas clulas Somtica y Gentica No Probabilstica Latente (tarda) Efectos deterministas Dosis Dependiente Afecta muchas clulas Somtica S Directa Inmediata y tarda

Los efectos somticos inmediatos aparecen en la persona irradiada en un margen

de tiempo que va desde unos das hasta unas pocas semanas despus de la exposicin. Pueden manifestarse en un tejido concreto o sobre el cuerpo considerado como un todo, bajo un sndrome de denominacin especfica (por ejemplo, sndrome hematolgico, gastrointestinal, etc.), y su severidad vara considerablemente con la dosis, tipo de energa de la radiacin, as como la parte del cuerpo irradiada. Para estos efectos somticos inmediatos, se supone que existe en cierta medida, un proceso de recuperacin celular



como, por ejemplo, en el caso de la fibrosis pulmonar debida a una dosis excesiva de radiacin o los eritemas de la piel. Los efectos somticos tardos, los que se manifiestan entre 10 y 40 aos despus

de la exposicin, son los que ocurren al azar dentro de una poblacin de individuos irradiados. Son, por tanto, estocsticos, no siendo posible en ningn caso, establecer para ellos una relacin dosis/efecto individual. La relacin entre la induccin de una malignidad (leucemia, tumor, etc.) y la dosis, slo podemos establecerla sobre grandes grupos de poblacin irradiada, como un incremento en la probabilidad de que ocurra una enfermedad determinada por encima de su incidencia natural. Los efectos genticos afectan a la descendencia. Pueden aparecer en la primera

generacin, en cuyo caso el dao se dice que es dominante. Ms frecuentemente el efecto se manifiesta en individuos de las generaciones sucesivas (enfermedades hereditarias, defectos mentales, anormalidades del esqueleto, etc.). Son efectos estocsticos, puesto que dependen de la probabilidad de que una clula germinal con una mutacin relevante, tome parte en la reproduccin.



EFECTOS DE LAS DOSIS RECIBIDAS POR DOSIS0 a 250 mSv 250 a 1000 mSv 1000 a 2500 mSv

IRRADIACIN HOMOGNEA DEL CUERPO ENTERO.No ha sido observado efecto biolgico o mdico inmediato. Aparecen algunas nauseas y reduccin de glbulos blancos. Vmitos, modificacin de la frmula sangunea. Evolucin satisfactoria o restablecimiento completo asegurado. Daos muy graves. La dosis de 5.000 mSv recibida en una vez es mortal para el 50% de las personas. Mortal con casi total seguridad.

2500 a 5000 mSv > 5000 mSv

Dosis absorbidas en una vez por irradiacin homognea del cuerpo entero. Fuente: http://www.csn.es/

I.6.-DETECCIN DE LA RADIACTIVIDADLa deteccin y medida de las radiaciones se hace por mtodos indirectos, esto es, evaluando los procesos fsicos y qumicos que provocan las radiaciones ionizantes al interaccionar con la materia. Midiendo la intensidad del efecto, es posible conocer la cantidad y la calidad de la energa cedida por la radiacin al medio irradiado.

Los ms usados son los detectores de ionizacin y los contadores de excitacin o contadores de centelleo.

Los detectores de ionizacin, como los contadores Geiger, tienen una cmara o tubo lleno de gas, normalmente una mezcla gases ionizables con argn, en la que se disponen dos electrodos aislados. Cuando la radiacin entra en la cmara, que suele tener una ventana de poco espesor para facilitar la entrada, el gas se ioniza y se producen descargas que se "cuentan". Estos detectores slo miden las radiaciones capaces de entrar



en la cmara y no pueden medir radiaciones de baja energa como la emitida por el Tritio.

Los contadores de centelleo se basan en el uso de sustancias, luminforos, que por accin de la radiactividad emiten luz visible o ultravioleta que se mide mediante un detector fotoelctrico. Hay dos clases de detectores de centelleo segn el luminforo sea lquido o slido. En el caso de los contadores de centelleo lquido el producto radiactivo se incorpora a un vial que contiene el luminforo (lquido de centelleo) y se mide la luz emitida. Es vlido para medir cualquier tipo de sustancia radiactiva, incluido el Tritio, ya que la radiacin se produce en el interior del vial. En el caso de los luminforos slidos y termoluminiscentes la radiacin llega hasta el cristal desde el exterior y presenta las mismas limitaciones que la cmara de ionizacin.



PARTE 2. RADIOPROTECCIN

II.1.-INTRODUCCINLa proteccin radiolgica es una disciplina cientfico-tcnica que tiene como finalidad la proteccin de las personas y del medio ambiente frente a los riesgos derivados de la utilizacin de fuentes radiactivas, tanto naturales como artificiales, en actividades mdicas, industriales, de investigacin o agrcolas.

El uso de las radiaciones ionizantes reporta importantes beneficios a la Humanidad, pero tambin comporta ciertos riesgos, que comenzaron a ponerse de manifiesto pocos aos despus del descubrimiento de los rayos X, a finales del siglo XIX. Es necesario primero establecer unas normas de trabajo que garanticen que no se producen daos inmediatos, daos de tipo determinista, manteniendo las dosis por debajo del umbral y en segundo lugar aplicar todas las medidas razonables para reducir al mximo la incidencia de los efectos biolgicos estocsticos o probabilsticos.

Las primeras normativas sobre proteccin radiolgica datan de 1928 y fueron elaboradas por un organismo internacional independiente de cualquier autoridad nacional o supranacional, denominado entonces "Comisin Internacional de Proteccin contra los Rayos X y el Radio", fundado en base a una decisin adoptada en el segundo Congreso Internacional de Radiologa. En el ao 1950 se reestructur esta Comisin y pas a denominarse "Comisin Internacional de Proteccin Radiolgica (ICRP)", nombre con el que se la conoce en la actualidad. Hoy en da est generalizada la existencia de normas de proteccin radiolgica basndose en las recomendaciones dictadas por la ICRP. Ello permite un elevado nivel de homogeneidad en los criterios de proteccin radiolgica reflejados en la legislacin de la mayora de pases. Las normas bsicas de la radioproteccin se establecen en reglamentos y decretos establecidos por cada pas. En Espaa todas las funciones de vigilancia y normas estn centralizadas en el Consejo de Seguridad Nacional.



II.2.-BASES DE LA PROTECCINEl sistema de proteccin radiolgica, recomendado por la ICRP, est basado en tres principios fundamentales:

Justificacin Optimizacin Limitacin de dosis Los diferentes tipos de actividades que implican exposicin a las

Justificacin.

radiaciones deben estar justificados por las ventajas que proporcionen. Las ventajas tienen que superar los efectos perjudiciales potenciales. Optimizacin. Se sigue el criterio ALARA (As Low As Reasonably Achievable), segn el cual todas las exposiciones a las radiaciones ionizantes deben ser mantenidas tan bajas como sea razonablemente posible, teniendo en cuenta los citados factores econmicos y sociales. Las dosis individuales, el nmero de personas expuestas y la probabilidad de que se produzcan exposiciones potenciales, deben mantenerse en el valor ms bajo que sea razonablemente posible. Limitacin de dosis. En todo caso, la dosis de radiacin que puede recibir cualquier individuo no debe superar unos valores establecidos como lmites legales, lo que garantiza la proteccin del pblico en general y del personal profesionalmente expuesto. La limitacin de los efectos derivados de las radiaciones ionizantes se consigue evitando las exposiciones no justificadas y manteniendo tan bajas como sea posible las justificadas.



II.3.-IRRADIACIN Y CONTAMINACINLa dosis de radiacin recibida por un individuo al permanecer en las proximidades de un emisor o generador de radiaciones ionizantes, depende de tres factores: el tiempo de exposicin, distancia a la fuente y blindaje. En los laboratorios en los que se trabaja con fuentes no encapsuladas, es decir sustancias radiactivas en recipientes abiertos, el individuo puede ser daado por irradiacin y por contaminacin mediante la absorcin, ingestin o inhalacin del material radiactivo. Se previene el riesgo de contaminacin radiactiva mediante el confinamiento y manipulacin de las fuentes no encapsuladas en lugares adecuados (cmaras de guantes, cmaras con sistemas de extraccin de aire, etc), as como con el uso del vestuario adecuado.

II.4.-PROTECCIN FRENTE A LAS RADIACIONESLa proteccin frente a las radiaciones requiere en primer lugar entender bien la naturaleza del problema para tomar las precauciones adecuadas. La proteccin frente a la contaminacin pasa por trabajar con la mxima pulcritud en un ambiente limpio y hay tres formas fundamentales de proteccin frente a la irradiacin:

Tiempo: La dosis es directamente proporcional al tiempo de exposicin. Como ejemplo:una persona que trabaja en un campo de 4 mSv/hora, nivel similar al que producen 50

Ci de P32 a 10-15 cm, recibe en 1 hora 4 mSv pero en un periodo de 5 segundos recibemenos de 0,006 mSv.

Distancia - Ley de la inversa del cuadrado. La intensidad de la radiacin es inversamente proporcional al cuadrado de la distancia. Como ejemplo: 1 MBq (27 Ci) de



P32 en 1 ml produce una tasa de dosis de 210 mSv/hora en la superficie y menor de 0,021 mSv/hora (21 Sv/hora) a un metro de distancia.

Blindajes o Pantallas: Son barreras situadas entre el producto radiactivo y los usuarios que eliminan o atenan la radiacin. La eleccin de la pantalla adecuada depende del tipo de emisin. Existen dos tipos de pantallas o blindajes, las denominadas barreras primarias (atenan la radiacin del haz primario) y las barreras secundarias (evitan la radiacin difusa). Como ejemplo: la radiacin emitida por el P-32 se detiene con un centmetrode metacrilato, que absorbe eficazmente las partculas y reduce la energa de la radiacin gamma de frenado o bremsstrahlung. Para los emisores , como el I-125, se

necesitan materiales pesados como el plomo para atenuar las radiaciones gamma o rayos X ya la radiacin electromagntica se atena, no se detiene, al chocar con la materia.

Fuente: http://www.csn.es/



II.5.-DOSIMETRAII.5.1.- CONTROL DOSIMTRICO DEL AMBIENTE. DOSIMETRA DE REA Mientras se trabaja con material radiactivo, es muy importante comprobar frecuentemente que el rea de trabajo y el medio ambiente no estn contaminados. Los emisores , C-14, S-35 y P-32, se miden con monitores tipo Geiger y los monitores de cristal de centelleo son preferibles para medir la contaminacin de emisores . Tambin se realizan "frotis" en los que se extrae la contaminacin y se mide por centelleo lquido. La tasa de dosis se debe medir en el ambiente, bien con monitores o mediante dosmetros fijos, para conseguir que sea tan baja como sea razonablemente posible.

II.5.2.- DOSIMETRA PERSONAL Las tcnicas usadas para medir contaminacin en el medio ambiente y reas de trabajo son vlidas para controlar la posible contaminacin personal en ropas y piel. Cuando se trabaja con emisores de alta energa y emisores es necesario usar dosmetros personales, basados en pelculas fotogrficas o en cristales termoluminiscentes (TLD).

II.5.3.- LMITES DE DOSIS. El sistema de proteccin radiolgica establecido en la actualidad en Espaa, fundamentalmente se encuentra recogido en el Real Decreto 783/2001 por el que se aprueba el Reglamento sobre Proteccin Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes. Este Reglamento recoge los lmites de dosis tanto para personal profesionalmente expuesto como para personal en formacin y estudiantes as como para pblico en general.

Para trabajadores profesionalmente expuestos, resulta un lmite de dosis efectiva de 100 mSv durante todo periodo de cinco aos oficiales (de enero a diciembre), sujeto adems a una dosis efectiva mxima de 50 mSv en cualquier ao oficial. Adems, tambin se imponen limitaciones especficas a tres rganos o zonas de cuerpo:



El cristalino: lmite de dosis equivalente de 150 mSv por ao oficial. La piel: lmite de dosis equivalente de 500 mSv por ao oficial. Dicho lmite se aplicar a la dosis promediada sobre cualquier superficie de 1 cm, con independencia de la zona expuesta.

Las manos, antebrazos, pies y tobillos: 500 mSv por ao oficial.

Los lmites de dosis para las personas en formacin y estudiantes mayores de 18 aos que durante sus estudios tengan que utilizar fuentes, el lmite de dosis ser el mismo que el de los trabajadores expuestos.

Lmites Mximos de dosis para el personal profesionalmente expuesto Limite de dosis efectiva Lmite de dosis equivalente al cristalino Lmite de dosis equivalente a la piel Lmite de dosis en extremidades 100 mSv durante todo periodo de 5 aos oficiales y 50 mSv en un ao oficial 150 mSv

500 mSv en un ao oficial (1)

500 mSv en un ao oficial



Lmites de dosis para usuarios de zonas vigiladas (Clase B) Limite de dosis efectiva Lmite de dosis equivalente al cristalino Lmite de dosis equivalente a la piel Lmite de dosis en extremidades 30 mSv durante todo periodo de 5 aos oficiales y 15 mSv en un ao oficial 45 mSv

150 mSv en un ao oficial (1)

150 mSv en un ao oficial

Lmites de dosis para los miembros del pblico 1 mSv por ao oficial y en circunstancias especiales (1) 5 mSv en 5 aos oficiales.

Limite de dosis efectiva

Lmite de dosis equivalente al cristalino Lmite de dosis equivalente a la piel

15 mSv 50 mSv en un ao oficial (2)

2) Valor promediado sobre cualquier superficie cutnea de 1 cm2, con independencia de la superficie expuesta

II.5.4.- PROTECCIN LACTANCIA.

ESPECIAL

DURANTE

EL

EMBARAZO

Y

LA

Las usuarias de radiactividad estn obligadas a informar al supervisor de la instalacin si estn embarazadas o son gestantes ya que la proteccin del feto y del lactante es similar a la de los miembros del pblico. Las condiciones de trabajo deben



asegurar que la dosis al feto desde la notificacin del embarazo al final de la gestacin no exceda de 1 mSv. Este lmite de dosis se aplica exclusivamente al feto y no es directamente comparable con la dosis registrada en el dosmetro personal de la trabajadora embarazada. Por ello, a efectos prcticos, y para exposicin a radiacin externa, se puede considerar que 1 mSv al feto es comparable a una dosis de 2 mSv en la superficie del abdomen.

La declaracin de embarazo no implica que las mujeres gestantes o en periodo de lactancia tengan que evitar el trabajo en presencia de radiaciones, pero es necesario evaluar cuidadosamente el trabajo y las condiciones en que se realiza para que se asegure el cumplimiento del citado lmite. Como recomendacin se procurar evitar que la mujer gestante o en periodo de lactancia trabaje con material radiactivo.

II.6.- CLASIFICACIN Y DELIMITACIN DE ZONASEl titular de la actividad debe clasificar los lugares de trabajo, considerando el riesgo de exposicin y la probabilidad y magnitud de las exposiciones potenciales, en las siguientes zonas:

Zona controlada. Zona en la que exista la posibilidad de recibir dosis efectivas superiores a 6 mSv/ao oficial o una dosis equivalente superior a 3/10 de los lmites de dosis equivalentes para cristalino, piel y extremidades. Tambin tienen esta consideracin las zonas en las que sea necesario seguir procedimientos de trabajo, ya sea para restringir la exposicin, evitar la dispersin de contaminacin radiactiva o prevenir o limitar la probabilidad y magnitud de accidentes radiolgicos o sus consecuencias. Se sealiza con un trbol verde sobre fondo blanco.

Las zonas controladas se pueden subdividir en:



o

Zona de permanencia limitada. Zona en la que existe el riesgo de recibir una dosis superior a los lmites anuales de dosis. Se sealiza con un trbol amarillo sobre fondo blanco.

o

Zona de permanencia reglamentada. Zona en la que existe el riesgo de recibir en cortos periodos de tiempo una dosis superior a los lmites de dosis. Se sealiza con un trbol naranja sobre fondo blanco.

o

Zona de acceso prohibido. Zona en la que hay riesgo de recibir, en una exposicin nica, dosis superiores a los lmites anuales de dosis. Se sealiza con un trbol rojo sobre fondo blanco.

Zona vigilada. Zona en la que, no siendo zona controlada, exista la posibilidad de recibir dosis efectivas superiores a 1 mSv/ao oficial o una dosis equivalente superior a 1/10 de los lmites de dosis equivalente para cristalino, piel y extremidades. Se sealiza con un trbol gris/azulado sobre fondo blanco.

En caso de que el riesgo fuera solamente de irradiacin externa, el trbol va bordeado de puntas radiales y si fuera de contaminacin radiactiva el trbol est bordeado por un campo punteado. S se presentan los dos riesgos conjuntamente el trbol est bordeado con puntas radiales sobre campo punteado.



PARTE 3.- NORMAS DE TRABAJO EN EL LABORATORIO DE RADIOISTOPOS

III.1.- INTRODUCCINEl laboratorio de Radioistopos pertenece a la Instalacin Radiactiva de la Universidad de Mlaga autorizada con la referencia IR/MA-13/80 (IRA-0940) para usar radionucleidos no encapsulados y un equipo de rayos X de la firma TROPHY, modelo IRIX 70, para docencia e investigacin.

En la Instalacin Radiactiva est autorizado el mximo de actividad y los istopos reflejados en la tabla siguiente:

RADIONUCLEIDO

ACTIVIDAD MBq mCi 10 6 3,01 1,01 1 0,01 0,5 1,1 1

Hidrgeno - 3 (Tritio) Carbono - 14 Fsforo - 32 Azufre - 35 Calcio - 45 Cobalto - 57 Estroncio - 90 Iodo - 125 Cesio - 137

370 222 111,37 37,37 37 0,37 18,5 40,7 37



El equipo de rayos X, que est instalado en el quirfano experimental del animalario situado en la Facultad de Medicina, trabaja con 70 kV de tensin de pico y 8 mA de intensidad mxima.

III.2.- USUARIOS DE LA INSTALACINLas personas que precisen trabajar en el laboratorio de radioistopos, profesores o investigadores, deben contactar con el supervisor de la instalacin y presentar las solicitudes por escrito, de acuerdo a los modelos existentes, tanto al Director de los Servicios de Investigacin como al supervisor. Estas solicitudes deben estar firmadas por el responsable del usuario que ser necesariamente un profesor de la Universidad.

Los usuarios reciben copia de este manual de radioproteccin que deben leer cuidadosamente antes de iniciar el trabajo. Si se estima necesario se sometern a una prueba para comprobar que tienen los conocimientos necesarios para poder trabajar como usuario en la instalacin.

Las personas que inicien el trabajo en el laboratorio sern entrenadas tanto en las tcnicas experimentales como en el uso del material radiactivo por un tutor con experiencia previa.

III.3.- COMPRAS DE MATERIAL RADIACTIVOTodas las compras de material radiactivo sern gestionadas por el laboratorio de Radioistopos para lo que se deben solicitar con suficiente antelacin. En los casos en que sea necesario, como ocurre con el P-32, se compartirn los productos para no sobrepasar el lmite impuesto a la instalacin. La recepcin e inspeccin del material radiactivo tendr lugar exclusivamente en el laboratorio de Radioistopos. Es responsabilidad del supervisor la apertura y comprobacin del estado del envo.



III.4.- HORARIOS DE TRABAJO.De acuerdo con la autorizacin de la Instalacin, slo pueden trabajar con material radiactivo las personas que tengan licencia de operador o de supervisor aunque quedan exentos los investigadores o estudiantes que trabajen espordicamente y siempre que trabajen en presencia de un operador o supervisor. En consecuencia, slo est autorizado trabajar con material radiactivo en horario normal y queda terminantemente prohibido el trabajo de noche o en fines de semana.

Esta norma se aplica cuando se trabaja con cantidades que superan o son del orden de los lmites de exencin. En los mtodos de trabajo se establece en que momentos no se superan estos lmites y se puede trabajar sin supervisin. En general no es adecuado trabajar en solitario en laboratorios y este criterio se hace ms restrictivo cuando se manipulan sustancias radiactivas aunque no se superan los lmites de exencin.

III.5.- NORMAS GENERALES DE TRABAJOLas siguientes normas son de obligado cumplimiento a la hora de trabajar en la instalacin:

Anotar, antes de iniciar el trabajo, los datos requeridos en el Diario de Usuarios. Esto permitir al supervisor llevar el diario de operaciones obligatorio.

Es necesario seguir las normas generales de seguridad del laboratorio, especialmente las que se indican a continuacin.



Normas Generales de Seguridad

1

Esta prohibido comer, beber, fumar o la aplicacin de cosmticos en los laboratorios donde se manipule radiactividad.

2

No introducir objetos personales en el rea donde se manipulan productos radiactivos.

3

Usar ropa de laboratorio y guantes de latex o PET cuando se trabaje con productos radiactivos.

Lavarse las manos cuidadosamente despus de trabajar con productos 4 5 radiactivos, aunque no se detecte contaminacin. Las personas con heridas abiertas no pueden manipular productos radiactivos.

6

Trabajar con el material radiactivo en una zona exclusiva , sobre papel absorbente y bandejas.

7

Trabajar en campana de gases cuando se use un radionucleido voltil (e.g. iodo) o se caliente una solucin radiactiva.

8

Usar las pantallas protectoras de radiacin cuando sea necesario. Usar gafas protectoras o bien trabajar protegidos por una pantalla de metacrilato, aunque la radiacin no lo requiera, como proteccin contra las proyecciones.

9

Usar los dosmetros personales o rotativos cuando lo requiere el trabajo.



10

Mantener en todo momento una limpieza escrupulosa en el rea de trabajo. Las contaminaciones y manchas pequeas se deben limpiar de inmediato.

11

Comprobar la ausencia de contaminacin en la zona de trabajo, aparatos, guantes, etc. al iniciar el trabajo, frecuentemente durante el trabajo y al finalizar.

12

Mantener los residuos radiactivos en contenedores cerrados. Evitar la acumulacin de material radiactivo en los laboratorios. Almacenar todo el que no este en uso en las reas designadas.

13

Identificar, excepto los que se sean de uso inmediato, todos los contenedores con material radiactivo. Indicar istopo, cantidad y fecha.

14

Transportar el material radiactivo de forma que se impidan derrames.

15 16

No mezclar residuos slidos y lquidos. No dejar objetos cortantes o punzantes en las bolsas de residuos

El uso de batas de laboratorio y guantes ayuda a proteger a los usuarios de material radiactivo contra exposiciones accidentales de la piel, la descontaminacin de sta es incmoda y difcil. Los guantes contaminados son una fuente de contaminacin tanto personal como de zonas y equipos, por eso es importante dejar todos los objetos personales fuera del laboratorio. Es necesario chequear frecuentemente los guantes para comprobar que estn limpios y si los guantes estn contaminados existe una gran probabilidad de dispersar la contaminacin. La norma es eliminar los guantes contaminados, como residuo slido, antes de cualquier otra operacin. Al usar doble guante se previene la contaminacin de las manos al quitarse los guantes.

Una de las etapas de mayor exposicin ocurre cuando se transfiere una alcuota de la solucin madre al tubo de trabajo, desde el momento de abrir el contenedor las manos



quedan expuestas a una alta radiacin y en el momento de sacar la alcuota uno mira para verificar lo que esta sacando. Es aconsejable, para minimizar el impacto de la radiacin sobre las manos y los ojos, el uso de micropipetas y gafas protectoras o cuando sea necesario trabajar con pantallas de metacrilato junto a precisin y rapidez en esta operacin.

III.5.1.- RIESGO BIOLGICO Actualmente la Instalacin Radiactiva de la Universidad de Mlagas no dispone de instalaciones adecuadas para manipular muestras biolgicas que presenten riesgo de infectividad, ni es posible la retirada de residuos de esta clase. Todos los usuarios que trabajen en el laboratorio de Radioistopos o dejen residuos radiactivos para gestin interna o para ENRESA asumen expresamente que su trabajo o los residuos generados no representan riesgo infeccioso alguno en su manipulacin.

III.5.2.- CONTROL DE LA CONTAMINACIN Trabajar siempre sobre hojas de material absorbente (papel con la parte inferior plastificada) o sobre bandejas para acotar el riesgo de contaminacin. Preparar todo el material necesario para el proceso antes de iniciar el trabajo y usar doble guante desechable.

Comprobar con los minimonitores la contaminacin personal, de la zona y del equipo; antes, durante y al finalizar el trabajo.

Chequear la contaminacin de zonas y equipos antes de iniciar el trabajo. La ltima persona que ha trabajado en un lugar o con un equipo en el que se detecte contaminacin es responsable de la descontaminacin. Al terminar el trabajo chequear cuidadosamente y descontaminar si es necesario.



III.6.- MONITORES DE CONTAMINACIN Y RADIACINEl laboratorio de Radioistopos tiene los siguientes monitores porttiles de radiacin y contaminacin:

Monitores porttiles modelo EP15, tipo Geiger, preparados para medir contaminacin superficial con emisores beta. Mide, tanto emisores de alta energa (P-32, Sr-90) como emisores de energa media (C-14, S-35, Ca-45), en cuentas por segundo (cps).

Monitor porttil modelo 900D, tipo Geiger Muller, preparado para medir radiacin como tasa de dosis en microSv/h. Este monitor mide tanto radiacin gamma como beta superior a 150 keV. Cuando mide beta y gamma juntos puede sobreestimar la dosis.

Monitor porttil de centelleo con cristal slido, modelo 44A, adaptado para medir la contaminacin con emisores de radiacin gamma y rayos X. (Cs137, I-125). Este monitor no es adecuado para medir emisores beta. Mide en cps.

III.6.1.- MANEJO DE LOS MINIMONITORES: Antes de usar los minimonitores comprobar el estado de las pilas. Los monitores son equipos frgiles y delicados por lo que se usarn

cuidadosamente. No se puede tocar la ventana del detector que es muy frgil y es necesario evitar que se contaminen. Es usual colocar una proteccin de plstico, para evitar contaminaciones, en los monitores que se usan para detectar P-32. Estas barreras pueden afectar la medida de los istopos beta de menor energa como el C-14 o S-35 y para detectarlos hay que eliminar las barreras que puedan interferir.



No es posible medir la contaminacin con Tritio mediante monitores porttiles ya

que la radiacin emitida no tiene suficiente energa para atravesar la ventana del detector. Cuando se use el monitor para control de la dosis recibida por un usuario, el

monitor debe situarse en una posicin equivalente, detrs de las pantallas y orientado hacia la fuente.

Detalle de los minimonitores.

III.6.2.- ENSAYO DE FROTIS PARA DETECTAR TRITIO (H-3) y CARBONO (C-14) Consiste en frotar una parte (aproximadamente 900 cm2) de la superficie con un papel humedecido con un disolvente que sea adecuado para el istopo que se quiere detectar. La actividad extrada, que suele ser el 20 a 30% del total, se mide en el contador de centelleo. Este ensayo detecta toda la radiactividad presente.



III.7.- TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVOCuando se transporta material radiactivo, siempre bajo el control del supervisor, entre edificios o laboratorios hay que asegurar que no se pueden producir accidentes que expongan al pblico a radiacin. Lo ms simple es llevar el material radiactivo en los mismos viales en los que se recibe el material radiactivo, que ya tienen el blindaje adecuado. Estos viales se deben transportar dentro de un contenedor con papel absorbente etiquetado con el nombre del radionucleido, fecha, actividad y la persona responsable del producto.

III.8.- DOSIMETRAEn el laboratorio de radioistopos hay dosmetros de rea que permite controlar la dosis recibida por los usuarios en general y dosmetros personales de solapa. Son dosmetros de termoluminiscencia que se controlan mensualmente en un centro autorizado por el CSN. Las dosis ledas se exponen en el laboratorio durante un mes y se archivan. Todos los usuarios de los que se haya estimado la dosis mediante dosmetros personales o rotativos tienen un historial dosimtrico del que pueden pedir certificacin. Por otra parte es obligatorio comunicar, al darse de alta como usuario de material radiactivo, las dosis recibidas previamente o si se trabaja en otra instalacin radiactiva.

Debe poseer dosmetro toda persona que trabaje con material radiactivo de los siguientes radioistopos: P-32; I-125; Sr-90 y Cs-137.

Los dosmetros son personales e intransferibles. No se pueden dejar a otra persona.

El dosmetro personal se coloca en la zona del tronco ms expuesta, generalmente en el bolsillo superior, sobre la bata. Es importante que siempre se mantenga frontal, la posicin no es indiferente, y detrs de los sistemas de proteccin empleados tales como las pantallas de metacrilato.



Los dosmetros, cuando no se usan, se deben guardar en un lugar cerrado, protegidos de la luz y el calor y donde solo exista radiactividad de fondo. Cada persona es responsable del buen uso de su dosmetro.

Si se pierde un dosmetro o se contamina accidentalmente se debe comunicar al supervisor de la instalacin. El cambio de dosmetros se realiza mensualmente, entre los das 1 a 3 de cada mes.

III.9.- USO DE EQUIPOS DEL LABORATORIOIII.9.1.- CONTADORES DE CENTELLEO Las muestras en el contador de centelleo deben estar identificadas. No dejar nunca muestras de P-32 o similares sin indicarlo en el exterior.

Es posible reservar el uso del contador de centelleo durante periodos fijos si lo exige el protocolo experimental y se avisa con tiempo suficiente.

Es muy importante no contaminar el contador, para ello hay que tener especial cuidado con cerrar muy bien los viales.



Se realizan calibraciones peridicas del equipo tal como se describe en el manual. Los viales necesarios estn a disposicin de quien desee calibrar o comprobar el equipo antes de medir.

III.9.2.- MUESTRAS DE FRO O CONGELADAS Las muestras en el frigorfico o en el congelador tendrn escritos los siguientes datos: Usuario; istopo, fecha y fecha de eliminacin. Estas muestras se revisarn peridicamente y las muestras que no estn correctamente identificadas se eliminaran.

III.9.3.-HORNOS DE HIBRIDACIN Es necesario reservar con antelacin los hornos de hibridacin. Quien tenga la reserva tendr prioridad para usarlos aunque se debern compartir si las condiciones de trabajo lo permiten.

Conviene chequear los tubos y tapones antes de usarlos y comprobar que no se producen escapes para evitar la contaminacin del horno.



III.9.4.-SECADOR DE GELES Antes de usar el secador de geles es necesario colocar correctamente la trampa fra y, al finalizar, eliminar como residuos los lquidos recogidos. Si el filtro de salida de gases no funciona correctamente y se detectan humos avisar al supervisor.

III.10.- INCIDENTES CON MATERIAL RADIACTIVOIII.10.1.- INCIDENTES Y PROTOCOLOS DE ACTUACIN Los siguientes incidentes sern comunicados inmediatamente al supervisor, o en su lugar al responsable del trabajo:

Contaminacin de la piel o interna de personas. Perdida de material radiactivo. Derrames de material radiactivo superiores a 50 Ci de cualquier istopo. Derrames de cantidades superiores a 10 Ci de P32 o 1Ci de Sr90 o Cs137. Accidentes (fuego y otros) que puedan suponer descontrol de material radiactivo y perdida de seguridad.

Incidentes menores. Son los incidentes que no impliquen contaminacin de personas y en general menos de 50 Ci de material radiactivo (menos de 10 Ci de P32 o menos de 1Ci de Sr90 o Cs137) Se tomarn las siguientes medidas:

Avisar a los restantes usuarios del peligro para que permanezcan fuera del rea contaminada. Colocar papel absorbente sobre el lquido derramado. Apantallar para reducir la radiacin si el radioligando lo requiere. Ser cuidadoso para no dispersar la contaminacin por las restantes zonas.



Usar dobles guantes para prevenir la contaminacin de las manos. Chequear la zona y equipo antes de descontaminar. Avisar al supervisor si necesita ayuda y comunicar el incidente.

III.10.2.- DESCONTAMINACIN Como norma bsica, se debe mantener el ambiente de trabajo y equipo tan limpio como sea razonablemente posible para conseguir que las dosis recibidas sean mnimas.

La ltima persona que ha trabajado en un lugar o con un equipo en el que se detecte contaminacin es responsable de la descontaminacin.

Al trabajar sobre hojas de papel plastificado se reduce la zona afectada por la contaminacin. El papel contaminado se elimina como residuo radiactivo slido. Es conveniente recortar la zona de papel contaminada para reducir la cantidad de residuos radiactivos.

Limpiar inmediatamente el material contaminado con detergente especial, Decon 90, o similar, diluido al 2-3%. Si se deja secar el material contaminado puede ser imposible descontaminarlo. Apantallar el material contaminado si la radiacin es apreciable.

III.11.- GESTIN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOSSe considera residuo radiactivo todo el material contaminado con istopos radiactivos que no tenga uso previsible.

Todo el procedimiento de gestin y control de los residuos radiactivos se encuentra en el Programa de gestin y eliminacin de residuos radiactivos dela IR-0940 elaborado



a requerimientos del CSN de acuerdo a la orden ministerial ECO 1449/2003, desarrollada en la la gua de Seguridad 9.2 del CSN.

El primer paso en la gestin de los residuos que se producen en una instalacin radiactiva es la segregacin de los mismos. En el trabajo de laboratorio se determina en cada mtodo la gestin previa de los residuos generados para facilitar su segregacin y evitar que los residuos radiactivos existentes en el laboratorio supongan riesgos radiolgicos inaceptables para los trabajadores, para el pblico ni para el medio ambiente.

En general se siguen en el trabajo de laboratorio las siguientes normas:

Si el nivel de actividad del material residual es muy bajo, indetectable, el

residuo se eliminar como los residuos o basuras de laboratorio.

En cada mtodo se determina que tipo de residuos son radiactivos pero a

va de ejemplo: No es residuo radiactivo un papel contaminado con 10 cpm o menos y sepuede eliminar en la cubeta blanca..

Todos los materiales o productos de desecho, para los que no est

previsto ningn uso, que contienen o estn contaminados con material radiactivo se consideran residuos radiactivos que se gestionan de acuerdo a sus caractersticas.

Es muy importante tener en cuenta que no es posible asumir riesgos

biolgicos con los residuos que entren o se generen en la instalacin radiactiva.

III.11.1.1.- Residuos de P-32 Los residuos lquidos con P-32 se recogen en botes de plstico de 2 litros que se mantienen apantallados en cajas de metacrilato. Los residuos slidos se recogen en bolsas dentro de cajas similares de metacrilato. Estos residuos se conservan en el almacn de residuos hasta que decaen.



III.11.1.2.- Residuos de vida media corta Los restantes residuos de vida media menor de 2 meses se tratan de forma similar a los residuos de P-32. Dado que se producen cantidades pequeas en cada caso se determinar la forma concreta de gestin.

III.11.1.3.- Residuos con istopos de vida media o larga (H-3, C-14, S-35) Las normas que se indican a continuacin son generales para todos los residuos que evacua ENRESA.

Los slidos compactables sin objetos punzantes se acumulan en bolsas

de ENRESA que se solicitan, normalmente hay en uso, en el departamento de radiactividad. Las bolsas se etiquetan e identifican indicando el istopo que contienen, la actividad estimada, la fecha de cierre y el departamento de origen.

Los objetos punzantes, agujas de inyectables y objetos cortantes

tienen que ir en los contenedores especiales, en cajas o en botes de plstico.

Separar los lquidos acuosos y los lquidos orgnicos que se almacenan

en contenedores ("lecheras") de ENRESA. Estos contenedores no resisten el pH cido por lo que es necesario que los lquidos acuosos estn prximos al pH neutro.

Los viales llenos con el lquido de centelleo se acumulan en bolsas

dobles de ENRESA. Las bolsas se etiquetan e identifican indicando el istopo que contienen, la actividad estimada, la fecha de cierre y el departamento de origen. Es aconsejable colocar papel de filtro u otro absorbente en el fondo de la bolsa para evitar que se acumule lquido. Las bolsas son inspeccionadas por ENRESA antes de su evacuacin y si son rechazadas se devolvern a su origen. Es importante cerrar bien los viales de centelleo y no usar rotuladores gruesos ni de colores en los viales. Normalmente hay



bolsas o unidades de contencin preparadas en el laboratorio de radioistopos. En caso de necesitar nuevos se solicitan al responsable del laboratorio.

III.11.1.4.- Residuos de Cs-137 o similares (emisores gamma). Este istopo requiere un blindaje especial, pero en las concentraciones en las que se trabaja habitualmente, menos de 20 Bq/ml, el blindaje no es necesario. Es importante no acumular residuos de estos istopos en el laboratorio y es preferible mantenerlos en el almacn de residuos. ENRESA no evacua, al menos en el procedimiento normal, los residuos de Cs-137 si la radiacin en superficie supera de 3 a 5 mSv/h.



III.11.2.- CLASIFICACIN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS.

ISOTOPOS

Tipo Slidos Slidos punzantes Lquidos acuosos Lquidos orgnicos Viales de centelleo Slidos

Actividad

Contenedor Bolsa Enresa Caja especial Contenedor Enresa Contenedor Enresa Doble bolsa Enresa

Proteccin

Gestin ENRESA ENRESA ENRESA ENRESA ENRESA Propia Propia ENRESA Propia

H-3, C-14

< 5 microCi Bolsa hermtica < 100 Bq/ml Bote sellado Bolsa Enresa Bote Bolsa Bote < 20 Bq/gramo < 20 Bq/gramo > 20 Bq/gramo Metacrilato y almacn Metacrilato y almacn Almacn Almacn Metacrilato y taquilla plomada

I-125

Lquidos Slidos

S-35, Ca-45

Lquidos Slidos

Propia Propia

P-32

Lquidos

Slidos Cs-137, Sr-90 Lquidos Varios

Bolsa Enresa Contenedor Enresa Botes

ENRESA ENRESA ENRESA



ANEXO I.- LEGISLACIN APLICABLEA continuacin se muestran las principales leyes y reglamentos de aplicacin en una instalacin radiactiva.

Ley sobre Energa Nuclear, de 29 de abril de 1964 (Ley 25/1964).

Ley de creacin del Consejo de Seguridad Nuclear, de 22 de abril de 1980 (Ley 15/1980).

Ley de Tasas y Precios Pblicos por servicios prestados por el Consejo de Seguridad Nuclear, de 4 de mayo de 1999 (Ley 14/1999). Estatuto del Consejo de Seguridad Nuclear

Real Decreto 1157/1982, de 30 de abril, por el que se aprueba el Estatuto del Consejo de Seguridad Nuclear. Publicado en el BOE n 135 de 7 de junio de 1982. Reglamento sobre Proteccin Sanitaria contra radiaciones ionizantes

Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el que se aprueba el Reglamento sobre proteccin sanitaria contra radiaciones ionizantes. Publicado en el BOE (26/07/2001). Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas

Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas. Publicado en el BOE (31/12/1999). Proteccin radiolgica



- Real Decreto 1132/90 de 14 de septiembre, por el que se establecen medidas fundamentales de proteccin radiolgica de las personas sometidas a exmenes y tratamientos mdicos (BOE 18/09/1990).

- Real Decreto 413/1997 de 21 de marzo, sobre proteccin operacional de los trabajadores externos con riesgo de exposicin a radiaciones ionizantes por intervencin en zona controlada (BOE 16/04/1997).

- Real Decreto 1841/1997 de 5 de diciembre, por el que se establecen los Criterios de Calidad en Medicina Nuclear (BOE 19/12/1997).

- Real Decreto 1566/1998 de 17 de julio, por el que se establecen los Criterios de Calidad en Radioterapia (BOE 28/08/1998).

- Real Decreto 1976/1999 de 23 de diciembre, por el que se establecen los Criterios de Calidad en Radiodiagnstico (BOE 29/12/1999).

- Real Decreto 815/2001 de 13 de julio sobre justificacin del uso de las radiaciones ionizantes para la proteccin radiolgica de las personas con ocasin de exposiciones mdicas (BOE 14/07/2001).

Reglamento sobre Aparatos de Rayos X

Real Decreto 1891/1991 ,de 30 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre Aparatos de Rayos X (BOE 03/01/1992).

- Modificacin: Real Decreto 445/1994, de 11 de marzo (BOE 22/04/1994), por el que se ampla el plazo contenido en las disposiciones transitorias cuarta y quinta de este reglamento.



ANEXO II. GLOSARIOActividad (radiactividad) - nmero de transformaciones nucleares espontneas que se producen por unidad de tiempo en un radionucleido. Usualmente se mide en Curios (Ci) aunque la unidad de actividad en el Sistema Internacional es el Becquerelio (Bq) que corresponde a una desintegracin por segundo.

Actividad especfica -

la radiactividad por unidad de masa de un compuesto.

Normalmente se expresa como mCi/mg o como mCi/mmol.

Bremsstrahlung

- radiacin electromagntica (rayos x) producida cuando partculas

cargadas interactan con la materia. En la prctica se asocia con partculas Beta interactuando con materiales de alto peso molecular, as como P-32 interactuando con plomo.

Calibracin conjunto de operaciones realizadas por laboratorios cualificados, mediante las que se pueden establecer la relacin entre los valores indicados por un sistema de medida y los valores reales.

Captura electrnica la transformacin radiactiva en la que un ncleo absorbe un electrn de un orbital interno. Los restantes electrones externos se reestructuran y liberan energa como radiacin electromagntica gamma o rayos X.

Concentracin de radiactividad - la radiactividad por unidad de masa o unidad de volumen. Normalmente se expresa como radiactividad por unidad de volumen (Bq/ml) o /mCi/ml). No debe confundirse con actividad especfica.

Contador de centelleo un detector que cuenta los fotones producidos por la radiacin ionizante en un lquido o cristal de centelleo mediante un tubo foto multiplicador.



Contaminacin radiactiva material radiactivo sin control que se distribuye por superficies, equipo o personas. En el caso de las personas puede ser contaminacin externa o cutnea, cuando se ha depositado en el exterior, o interna cuando los radionucleidos han penetrado en el organismo por cualquier va.

Decaer perdida de radiactividad como consecuencia del tiempo.

Descontaminacin reduccin, eliminacin o limpieza de la contaminacin de una superficie, objeto o persona. Se puede realizar mediante lavados con detergentes adecuados o se puede mantener aislado el objeto hasta que la radiactividad decae.

Dosmetro - dispositivo, instrumento o sistema que puede utilizarse para medir o evaluar la dosis absorbida o equivalente.

Dosimetra medida de las dosis de radiacin.

Dosis absorbida -es la cantidad de energa cedida por la radiacin ionizante a la materia por unidad de masa. En el Sistema Internacional la unidad de dosis absorbida es el Gray (Gy) que equivale a 1J/Kg. Tambin se usa el RAD (1 Gray = 100 RASD).

Dosis efectiva - suma ponderada de las dosis equivalentes medias, recibidas en los distintos rganos o tejidos.

Dosis equivalente - producto de la dosis absorbida por factores modificantes (N) que tienen en cuenta las caractersticas de la radiacin y la distribucin de los radionucleidos. Para el tipo de radiaciones utilizadas en el laboratorio la dosis efectiva y la dosis equivalentes son iguales. Cuando en este Manual se utiliza slo la palabra "dosis" se trata siempre de "dosis equivalente". La unidad de dosis equivalente en el Sistema Internacional es el Sievert (Sv).



Dosis equivalente comprometida [HT(t)] - integral respecto al tiempo t de la tasa de dosis equivalente en un tejido u rgano T que recibir un individuo como consecuencia de una incorporacin. Al especificar HT(t), t viene dado en aos. Cuando no se especifica el valor de t, se sobreentiende un perodo de cincuenta aos para adultos o de un mximo de setenta aos para nios. La unidad de la dosis equivalente comprometida es el Sievert.

Lmites de dosis - lmites fijados en el Reglamento sobre Proteccin Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes, para la dosis resultante de la exposicin de los trabajadores profesionalmente expuestos y los miembros del pblico, no teniendo en cuenta la dosis debida al fondo natural y a las exploraciones mdicas a que hayan podido ser sometidos.

Lmite de incorporacin anual - actividad mxima de un radionucleido que puede ser incorporada anualmente.

Efectos biolgicos no estocsticos (deterministas) - son los que se caracterizan por una relacin directa entre la dosis y el efecto. Se manifiestan cuando la dosis recibida supera un determinado valor, dosis umbral. Su gravedad depende de la dosis recibida.

Efectos biolgicos estocsticos (probabilsticos) - son los que presentan una relacin dosis-efecto de naturaleza probabilstica. No presentan dosis umbral, la probabilidad depende de la dosis y la gravedad es independiente de esta.

Efluentes radiactivos - residuos radiactivos evacuados en forma lquida o gaseosa.

Electronvoltio (eV) - unidad de energa igual a la energa cintica adquirida por un electrn cuando se acelera en un campo con un potencial de 1 voltio. (1 eV = 1.6 x10-19 J).

Espectro electromagntico - La radiacin electromagntica es una forma de transporte de energa que no necesita de un soporte material. La radiacin electromagntica ms conocida es la luz visible. Sin embargo, la radiacin electromagntica incluye, adems las



ondas de radio, microondas, rayos X, etc. Todos estos tipos de radiaciones electromagnticas, son de la misma naturaleza diferencindose en su frecuencia y por tanto en su energa. El conjunto de todas estas radiaciones constituyen el espectro electromagntico.

Espesor de semireduccin espesor de un material que reduce un 50% la intensidad de una radiacin , o los rayos X. Las ondas electromagnticas de muy alta frecuencia no chocan con la materia aunque se atenan por interaccin con esta. Esto las diferencia de las partculas , que al chocar con la materia se detienen.

Exposicin (irradiacin) estar expuesto a radiaciones ionizantes o material radiactivo.

Fondo radiactivo natural conjunto de radiaciones ionizantes que existen en la naturaleza y que provienen de fuentes naturales terrestres o csmicas.



De la radiacin csmica, que procede del espacio, slo llega al suelo una fraccin, ya que en su mayor parte, es detenida por la atmsfera. En consecuencia, la latitud es determinante de la dosis recibida, de forma tal que en la cima de una montaa o viajando en un avin se recibe mayor cantidad de radiacin csmica que al nivel del mar: por ejemplo, las tripulaciones areas pasan gran parte de su vida en altitudes en las que la radiacin csmica es 20 veces mayor que la radiacin media de fondo.

La radiacin de fondo debida al gas radn, procedente de la desintegracin del metal radio contenido en algunas rocas, fundamentalmente granticas, tambin vara sustancialmente dependiendo de la localizacin. El radn surge por emanacin de las rocas lo que posibilita, por ejemplo, que se formen grandes concentraciones en el interior de las viviendas construidas en determinados sitios o con ciertos materiales, sobre todo si la ventilacin es insuficiente. En estos casos, la concentracin de radn puede ser cientos de veces superior a la del exterior.

Frotis procedimiento para detectar contaminacin sobre una superficie. Consiste en frotar la superficie con un pequeo papel impregnado en un disolvente adecuado y medir la radiactividad extrada, habitualmente con un contador de centelleo. Es til para detectar H-3 y bajos niveles de emisores blandos como el C-14 y el S-35.

Fuente - aparato o sustancia capaz de emitir radiaciones ionizantes. Pueden ser naturales, cuando estn presentes en la naturaleza o artificiales.

Fuente encapsulada - fuentes con sustancias radiactivas incorporadas a un sistema o envueltas de material inactivo que evitan, en condiciones normales, la dispersin del material radiactivo. La manipulacin de estas fuentes limita la exposicin a la irradiacin.

Fuente no encapsulada - fuente que permiten la dispersin de la sustancia radiactiva. Implican riesgo de irradiacin y contaminacin.



Gray (Gy) - unidad de dosis absorbida. Un gray es igual a un julio por kilogramo: 1Gy = 1 Jkg-1

Geiger-Muller (GM) un detec

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