Fuentes típicas en medidores industriales - RA-4

Fuentes típicas en medidores industriales
Isótopo
Emisión
típica
Actividad tipica
Aplicación
Cs-137


37 MBq a 185 GBq
Nivel, densidad, etc...
37 MBq a 74 GBq
Nivel, densidad, etc...
-
n
n




37 Mbqa 37 GBq
Nivel de líquidos, espesor...
37 MBq a 74 GBq
Humedad, nivel...
37 MBq a 1,85 GBq
Análisis de materiales
37 MBq a 37 GBq
Espesore, peso (gramaje)...
37 MBq a 37 GBq
Densidad, Gramaje, etc...
37 MBq a 37 GBq
Espesor, densidad
370 MBq a 111 GBq
Cromatografia, luminiscencia...
Co-60
Am-241
Am-241(Be)
Cf-252
Kr-85
Sr-90
Pm-147
H-3
Actividad
Se denomina actividad de una fuente a la cantidad de
desintegraciones por unidad de tiempo.
Es proporcional a la constante de decaimiento y a la cantidad de
radioisótopos que contiene la fuente, o sea:
A0 = N0 .  = N0 / 
(siendo A0 y N0 la actividad y la cantidad de radioisótopos
en un instante determinado)
La actividad entonces representa las “desintegraciones por segundo”
(Desintegraciones / segundo). A esta unidad se la llama
“Becquerel”, que se simboliza “Bq”.
El Becquerel
Es la unidad de la actividad:
1 Bq = 1 desintegración / segundo
Como el Bq es un unidad muy pequeña se suele utilizar
precedida por multiplicadores. Por ejemplo:
[kBq] = 1.000 Bq = 10 E3 Bq
[MBq] = 1.000.000 Bq = 10 E6 Bq
[GBq] = 1.000.000.000 Bq = 10 E9 Bq
[TBq] = 1.000.000.000.000 Bq = 10 E12 Bq
Equivalencia de unidades de actividad
En el pasado la unidad de la actividad era el Curie [Ci],
pero hay casos en los que aún se utiliza. Es una unidad
mucho más grande que el Bq, y su equivalencia es:
1 Ci = 37 GBq
En fuentes de baja actividad, generalmente conviene utilizarla
precedida por los multiplicadores “mili”, “micro” o “nano”:
1 mCi = 37 MBq
1 uCi = 37 kBq
nCi = 37 Bq
Tasa de dosis
Es la dosis generada por unidad de tiempo:
Tasa de dosis = Dosis / Tiempo
Da idea de la velocidad del aumento de la dosis.
Algunas unidades, por ejemplo:
[uSv/h]
[mSv/s]
[Sv/s] [Gy/s]
[Gy/h]
Por ejemplo, una tasa de dosis equivalente ambiental de 1 mSv/hora,
implica que en una hora se producirá una dosis de 1 mSv y por
ejemplo en 5 horas produciría 5 mSv.
Constante gamma 
Es una constante característica de cada radioisótopo emisor gamma
que indica el valor de la tasa de dosis producida por una fuente
puntual a un metro de distancia.
La constante gamma permite hacer cálculos de tasas de dosis
rápidamente.
Algunas tablas dan los valores en unidades antiguas de exposición y
actividad:
[] = [R . m2 / (h . Ci)]
Para cálculos en unidades actuales utilizando [Bq] y [Sv/h], se debe
realizar la conversión, sabiendo que un Roetgen equivale a 100 Sv.
[] = [mSv . m2 / (h . Bq)]
Cálculo de tasas de dosis usando 
Tasa de dosis
=
 .A
d2
Siendo:
• A la actividad de la fuente.
• d la distancia a la que se desea conocer la
tasa de dosis.
Constantes  de ciertos radionuclídos
Nucleído
Vida media

Co-60
5.3 años
3.70 10-4
Kr-85
10.7 años
4.23 10-7
Cs-137
30.17 años
1.03 10-4
I-131
8 días
7.64 10-5
Estando  expresada en: [ mSv. m2 / (h . MBq) ]
Herramientas de la radioprotección
La protección radiológica cuenta con
tres herramientas básicas:
TIEMPO
DISTANCIA
BLINDAJES
El Tiempo como protección radiológica
Se basa al simple hecho de que la dosis es
directamente proporcional al tiempo de exposición
a las radiaciones.
Por lo tanto, disminuyendo el tiempo de exposición
de las personas, la dosis resultantes serán
proporcionalmente menor.
Por ejemplo:
Mitad de tiempo  Mitad de dosis
La distancia como protección radiológica
Se basa en que la intensidad de la radiación disminuye con el
cuadrado de la distancia, de acuerdo a la siguiente expresión:
I1 / I2 = X2 2 / X1 2
I2 = I1 . X12 / X22
Como la dosis es directamente proporcional a la
intensidad, se pude reemplazar I por D para calcular las
dosis o sus tasas estimadas en función de la distancia.
La distancia como protección radiológica
Mitad de distancia 
Dosis cuatro veces mayor
Doble de distancia 
Dosis cuatro veces menor
Principios de protección radiológica
La protección radiológica se basa
en tres principios básicos:
Justificación de las prácticas
Optimización
Limitación de dosis
Justificación de las prácticas
El uso de las radiaciones ionizantes debe ser tal
que el beneficio que aportan lo justifique.
Siempre que sea posible, las radiaciones
ionizantes deberían ser reemplazadas por otros
métodos que brinden los mismos beneficios, sin
hacer uso de ellas.
Optimización
Las dosis a las personas deben ser “tan bajas
como razonablemente sean posibles”.
Principio ALARA:
“As Low As Reasonably Available”
Deben analizarse todas las mejoras posibles
tendientes a disminuir los riesgos radiológicos, en
función de los costos implicados.
Limitación de dosis
Más allá de la optimización, se imponen límites de
dosis a las personas, de modo que el riesgo
radiológico se enmarque dentro de valores
asemejables a los de otros tipos de actividades
realizadas por el ser humano.
Los límites no deben ser considerados como
líneas divisorias entre seguridad y peligro.
Limitación de dosis
Dosis/Aplicación
Efectiva
Equivalente en
cristalino
Equivalente en piel,
pies y manos
Laboral
Público
20 mSv/año (*)
1 mSv/año (**)
150 mSv/año
15 mSv/año
500 mSv/año
50 mSv/año
(*) Promediado durante 5 años, siempre que en un año no se exceda
de 50 mSv.
(**) Promediado en 5 años.
ASPECTOS DE LA SEGURIDAD
Característica del fabricante
Presencia y actitud del responsable
Implementar todas las herramientas
que consideren necesarias
OTROS ASPECTOS DE SEGURIDAD
capacitación del personal
Mantenimiento
Monitores de seguridad
Medidor de Radiación
registros
EMERGENCIAS
• Procedimiento de emergencia – plan de contingencia
FACTORES QUE CONTRIBUYEN A LOS
ACCIDENTES
• Fallo en el uso de medidores de radiación
• Fallo del equipo
• Poco o ningún entrenamiento
• No se siguen los procedimientos de seguridad
• Programa de seguridad inadecuado o ausente
Acciones para encarar la mitigación
• Dirigida por el responsable
• Realizar todo lo que este a su alcance para retomar el
control de la situación
• La presencia del elemento radiactivo no es impedimento
para salvar vidas o combatir fuego, etc.
• Delimitar la zona del accidente
• Evaluar el estado de las fuentes
• Accidente con o sin emisión de material radiactivo en el
ambiente ( posterior descontaminación )
•Dar aviso siempre a la ARN
Aspectos regulatorios
AUTORIDAD REGULATORIA NACIONAL
• Requisitos para utilizar fuentes de radiación
- Manipulación de fuentes autorizada por la ARN
- El titular de la instalación deberá designar un
responsable por la seguridad con permiso individual
- Autorización de la practica
- Poseer equipamiento para evitar y reducir riesgos
- Autorización y permisos vigentes no transferibles
- Capacitación y actualización a responsables
- Notificación por falta de responsable o situaciones
- Notificar cambios laborales y permitir y facilitar
inspecciones