UNIVERSIDAD VERACRUZANA FACULTAD DE INGENIERÍA MECÁNICA Y ELÉCTRICA “SEGURIDAD RADIOLÓGICA “ MONOGRAFIA Que para obtener el título de: INGENIERO MECÁNICO ELÉCTRICISTA PRESENTA: LUIS ALBERTO PONCE MATEOS DIRECTOR: ING. RENE CROCHE BELIN XALAPA, VER. JUNIO 2013 I II AGRADECIMIENTOS A Dios. Por todas las bendiciones que me ha dado. Porque me ha permitido culminar una de las metas más anheladas. A mis Padres, Sr. Carlos Ponce y Sra. Ofelia Mateos. En reconocimiento a todos sus esfuerzos y sacrificios, por todas las enseñanzas y consejos recibidos en los momentos difíciles, por todo el amor que me han brindado todo éste tiempo y que ayudaron a mi formación como persona. A mis hermanos, Cesar, Juan Carlos y Verónica Guadalupe Ponce Mateos. Por todos los momentos que hemos pasado juntos y permaneces siempre a mi lado. A mis amigos. Por el tiempo y momentos vividos, todos y cada uno de ellos estarán en mis memorias procurando dibujar una sonrisa cada vez que los recuerde. A todos los ingenieros que estuvieron a cargo de las experiencias educativas. Por sus conocimientos y enseñanzas, su paciencia y tiempo que me brindaron en todo momento, por los consejos para obtener un buen desempeño profesional. A todos ellos “GRACIAS” III ÍNDICE. INTRODUCCIÓN _______________________________________________ 1 CAPÍTULO I. CONCEPTOS BÁSICOS RELATIVOS A LA RADIACIÓN. ___ 3 CAPÍTULO II. EFECTOS DE LA RADIACIÓN EN EL CUERPO. __________ 8 2.1 LA CÉLULA. ______________________________________________ 9 2.2 EFECTOS DE LAS RADIACIONES. __________________________ 10 2.3 DAÑO POR RADIACIÓN. __________________________________ 11 2.3.1 Efectos somáticos. ____________________________________ 11 2.3.2 Efectos hereditarios. __________________________________ 13 2.4 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. _______________________________ 2.4.1 Introducción. _________________________________________ 2.4.2 Magnitudes y unidades usadas en protección radiológica. ___ 2.4.2.1 Exposición y rapidez de exposición. __________________ 2.4.2.2 Dosis absorbida y rapidez de dosis absorbida. __________ 2.4.2.3 Equivalente de dosis y rapidez de equivalente de dosis. __ 2.4.3 Conceptos básicos de protección radiológica. _____________ 2.4.4 Contaminación e irradiación. ____________________________ 2.4.5 Efectos biológicos de las radiaciones ionizantes.___________ 2.4.5.1 Interacción de la radiación. __________________________ 2.4.5.2 Efectos de la radiación. _____________________________ 2.4.6 Normas de protección radiológica. _______________________ 14 14 14 15 16 17 19 23 25 25 25 29 CAPÍTULO III. FACTORES TIEMPO, DISTANCIA Y BLINDAJES. _______ 36 3.2 PRINCIPIOS BÁSICOS DE PROTECCIÓN. ____________________ 3.2.1 Distancia. ____________________________________________ 3.2.2 Tiempo. _____________________________________________ 3.2.3 Blindaje. _____________________________________________ 3.2.3.1 Blindaje de radiación alfa. ___________________________ 3.2.3.2 Blindaje de radiación beta. __________________________ 3.2.3.3 Blindaje de radiación gamma. ________________________ 3.2.3.4 Blindaje de neutrones. ______________________________ 37 38 38 39 39 39 40 40 IV CAPÍTULO IV. REGLAS DE UTILIDAD PARA EL MANEJO DE MATERIAL RADIACTIVO. ________________________________________________ 41 4.1 MANIPULADORES PARA FUENTES DE RADIACIÓN. ___________ 42 4.2 CONTENEDORES PARA MATERIAL RADIACTIVO. _____________ 43 4.3 FUENTES DE NEUTRONES. ________________________________ 44 4.4 OBSERVACIONES DE UTILIDAD PARA EL TRABAJO CON MATERIAL RADIACTIVO. _______________________________________________ 45 4.5 TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO. __________________ 47 4.5.1 Introducción. _________________________________________ 47 4.5.2 Traslado y transporte. _________________________________ 47 CONCLUSIONES. _____________________________________________ 55 ANEXOS. ____________________________________________________ 56 BIBLIOGRAFÍA. ______________________________________________ 60 V SEGURIDAD RADIOLÓGICA. INTRODUCCIÓN En el presente trabajo se aborda el tema de “seguridad radiológica”, que por definición es el conjunto de normas y procedimientos que se deben seguir para evitar y prevenir dichos riesgos, así como también las acciones correspondientes para comprobar que se han aplicado correctamente los criterios de protección. Para la comprensión de este tema se tomaran en cuenta datos históricos relevantes, que se consideran de vital importancia para saber el efecto de la radiación sobre el cuerpo humano, por ejemplo en el incidente de Chernóbil, donde se produjo un escape de radiación, y en la caída de las bombas atómicas suscitada en Hiroshima en la segunda guerra mundial, podemos notar cambios a nivel biológico, sin embargo no se puede asegurar de manera contundente esto se debe a las normas para experimentación en seres humanos, las cuales nos permitirían saber con certeza lo que ocurre en aquellos expuestos a radiación. Existen diversos tipos de radiación, pero aquí se clasificara en ionizantes y no ionizantes. Las ionizantes como los rayos X, rayos alfa, beta, gama, entre otros, que son capaces de ionizar la materia por donde pasan, es decir, provocan desprendimiento de electrones de los átomos que si llegan a formar moléculas en células, afectará el comportamiento del organismo. Se presentan en forma natural o artificial. Las radiaciones no ionizantes como los rayos UV y ondas de radio, TV o de telefonía móvil son ondas o partículas que no son capaces de arrancar electrones de la materia que ilumina produciendo excitaciones electrónicas. En la actualidad el uso de materiales radioactivos se vuelve más natural y hasta cotidiana, ya sea en la industria para efectuar algún trabajo o en la medicina para tratamiento de algunas enfermedades como el cáncer, que dicho de paso va en aumento. La población mundial ha provocado una explosión demográfica, motivo por el cual se han visto maneras de abastecer a la población mundial, los métodos rudimentarios ya no son suficientes en esta sociedad cada vez más consumista que requiere de más y más alimentos y productos; esto nos lleva a la modificación de los sembradíos con químicos que en algunos casos producen radiación, y se 1 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. ha visto en la necesidad de buscar nuevas formas de conseguir energía eléctrica para suministrar y soportar la demanda, por lo que se ha llegado a la utilización de plantas nucleoeléctricas, lo cual hace necesarias normas y procedimientos para asegurar y resguardar la seguridad radiológica, principalmente para los que trabajan con la manipulación de algún agente radiactivo y la población en general. Por medio de este trabajo se muestran los conocimientos más relevantes en la seguridad radiológica para disminuir los efectos biológicos causados por la radiación ionizante. 2 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. CAPÍTULO I. CONCEPTOS BÁSICOS RELATIVOS A LA RADIACIÓN. 3 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. A fines del siglo XIX (1896), el científico francés Antonio Enrique Becquerel observó que las sales de uranio emiten radiaciones invisibles que impresionan las placas fotográficas en plena oscuridad. Estudios posteriores demostraron que parte de la radiación era más penetrante que la luz ordinaria, ya que aun cuando las placas fotográficas se envolvieran en papel, dicha radiación las velaba; al interponer un objeto metálico entre el material radiactivo y la película, se obtenía una “sombra” menos velada en la película, debido a la capacidad de los metales de detener la radiación. Es decir, que los materiales radiactivos podrían compararse con una bombilla eléctrica encendida, la cual emana radiación visible en todas direcciones. De igual forma el material radiactivo emite sus radiaciones en todas direcciones, sin que los sentidos del ser humano sean capaces de detectarlas. Becquerel creyó que se trataba de los rayos X, descubiertos en 1895 por Roentgen en Alemania, pero estudiándolos bien advirtió que gran parte de las radiaciones del uranio son partículas que poseen masa cargada eléctricamente. Experimentos posteriores demostraron la existencia de tres tipos de radiación, a las que se denominó como radiación alfa, beta y gamma. El experimento mostrado en la figura 1.1 indica que estas partículas poseen un comportamiento electromagnético diferente por el cual pueden diferenciarse. PLACA FOTOGRAFICA ß ? BOMBA DE VACÍO a RADIO BLOQUE DE PLOMO FIG. 1.1 DETECCION EN UNA PLACA FOTOGRAFICA DE LAS DESVIACIONES EN UN CAMPO MAGNETICO DE LAS PARTÍCULAS α, β Y γ. 4 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. Las radiaciones alfa y beta son partículas de tamaño menor al del átomo que se emiten desde el núcleo durante el proceso llamado desintegración, en tanto que la radiación gamma es una emisión de energía que le “sobra” al núcleo de un átomo para poder ser estable y también se emite durante la “desintegración” de los núcleos. Las partículas alfa (α) semejan al núcleo del átomo de helio, poseen carga eléctrica positiva de dos veces la del protón. Las partículas beta (β) por su parte, son electrones y por lo tanto, tienen una masa 3,000 veces menor que la de las partículas alfa, en tanto que su carga es negativa. En el caso de la radiación gamma, está compuesta de ondas electromagnéticas, de la misma naturaleza que la radiación térmica (calor) y la luz visible, pero con una energía que va de miles a millones de veces mayor. Otro tipo de radiación comúnmente encontrado en instalaciones nucleares son los neutrones, los cuales no poseen carga eléctrica y su masa es aproximadamente igual a la del protón (2,000 veces mayor que el electrón). La figura 1.2 muestra los tipos de radiación que hemos mencionado hasta este momento. RADIACION ALFA RADIACION BETA RADIACION GAMMA RADIACION NEUTRONICA FIG. 1.2 Los rayos alfa tienen una velocidad aproximadamente de 19,000 kilómetros por segundo. Esto quiere decir que si pudieran continuar viajando a esa velocidad, llegarían a la luna en menos de 25 segundos. Sin embargo, ningún rayo alfa producido en la tierra llegará nunca a la luna, porque un viaje aproximado de dos centímetros y medio a través del aire, agota por completo la energía de las partículas alfa. Pueden penetrar en hojas de aluminio o de oro extremadamente delgadas, pero el papel ordinario las detiene. 5 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. La figura 1.3 muestra el poder de penetración de las radiaciones α, β y γ, observándose que las más penetrantes son las radiaciones gamma. Es por eso que desde un punto de vista externo al cuerpo humano, son más peligrosas las radiaciones gamma, pues logran alcanzar al organismo aun cuando se interponga un blindaje delgado. FIG. 1.3 Una característica de los materiales radiactivos es que se desintegran con el tiempo. A la cantidad de átomos que se desintegran en una muestra de materia en un intervalo de tiempo dado, se le conoce como actividad. Así una actividad grande indicará una velocidad de desintegración grande en átomos radiactivos. Al tiempo que debe transcurrir para que desaparezca (se desintegre) la mitad de los átomos radiactivos se le conoce como vida media. Este concepto se ejemplifica en la figura 1.4. FIG. 1.4 6 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. FIG. 1.5 7 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. CAPÍTULO II. EFECTOS DE LA RADIACIÓN EN EL CUERPO. 8 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. 2.1 LA CÉLULA. Antes de proceder a analizar los efectos que las radiaciones nucleares producen en el organismo, es conveniente mencionar que todos los seres vivos están compuestos por partes muy pequeñas llamadas células. Las células son pequeñas partes de materia viva, tan pequeñas que no pueden verse a simple vista. Los biólogos han descubierto que las células de las distintas partes del cuerpo son muy diferentes; por ejemplo, las células de la sangre, las células de la piel, las células de los huesos, las células de los músculos, etc. Sin embargo, todas las células tienen algunas cosas comunes: Todas tienen una membrana que las cubre, un líquido interno llamado citoplasma y un núcleo que está situado generalmente hacia el centro. (Figura 2.1) FIG. 2.1 Para entender esto, tenemos como ejemplo que un huevo es una célula. El cascarón sería la membrana, la clara sería el citoplasma y la yema el núcleo. Las sustancias que forman la célula están en constante actividad. Unas reaccionan químicamente con otras para formar nuevos compuestos que sirven para que la célula crezca, cumpla sus funciones y se reproduzca. El núcleo es un cuerpo pequeño que dirige el trabajo de las células. Tienen gran importancia en la herencia biológica, pues cuando las células se dividen se transmiten las características de célula a célula. 9 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. Resumiendo, la unidad elemental del organismo es la célula, de las cuales el organismo posee del orden de 40 millones en una persona adulta; en tanto que su tamaño es del orden de un milésimo de centímetro. Aun cuando las células son sumamente pequeñas, su estructura es compleja puesto que poseen diversas estructuras. 2.2 EFECTOS DE LAS RADIACIONES. Los efectos biológicos de las radiaciones constituyen uno de los problemas de mayor complejidad en las ciencias. Para darse cuenta de las dificultades que se presentan, basta pensar en la constitución de las células, la estructura de los tejidos, las edades de las células que los constituyen, etc. y observamos que los efectos de las radiaciones ionizantes no pueden ser considerados, en general, como la suma de efectos aislados sobre las células que constituyen la materia viva. Estos efectos pueden ser benéficos o dañinos, dependiendo de la cantidad de radiación, del tipo de la misma, de la energía que ésta posea y aún de la susceptibilidad del organismo expuesto. La estructura del cuerpo es muy compleja y es frecuentemente de valor tratar con efectos a ciertos niveles de organización dentro del cuerpo. Así el cuerpo humano contiene muchos órganos, cada uno de los cuales está compuesto de dos o más tipos de tejido; a su vez un tejido está compuesto de células similares. Una célula, como ya se dijo anteriormente, está compuesta de un núcleo rodeado de citoplasma, ambos contenidos por membranas. Aunque altamente complejo en estructura, el núcleo y el citoplasma contienen aproximadamente el 70% de agua. La parte vital de la célula es el núcleo. Desde el punto de vista químico, el núcleo es bastante activo: controla el crecimiento normal de la célula, el inicio de la división celular y la recuperación de las células dañadas. También en el núcleo de las células se determinan las características hereditarias. Los cambios que pueden ocurrir en el núcleo pueden dar lugar a cambios en las células hijas (mutaciones). Esos cambios o mutaciones pueden afectar a las células hijas o a futuras células. 10 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. El daño a la descendencia de un individuo puede ocurrir cuando son dañadas las células. Un gran número de agentes pueden causar lesiones a las células. La radiación ionizante (α, β, γ, x) produce daño a las células pero de una manera inespecífica, esto es, que otros agentes físicos o químicos pueden causar los mismos efectos independientemente de la causa, porque el cuerpo responde igual a diferentes causas de daño celular. El efecto total en los procesos celulares está en función de la dosis equivalente recibida. Los procesos celulares se afectan en varios grados hasta la muerte celular. Parece que la mayor parte de funciones y estructuras de la célula son alteradas cuando se reciben altas dosis. En el cuerpo, la médula ósea, tejidos linfáticos y los órganos reproductores están entre los más radio sensibles. Músculo y células óseas están entre los menos sensibles. 2.3 DAÑO POR RADIACIÓN. En términos generales, se pueden clasificar los efectos biológicos en los hombres como somáticos y hereditarios. Los efectos somáticos incluye cualquier tipo o tipos de daño, los cuales afectan sólo al individuo; los efectos hereditarios son los que se pueden transmitir a generaciones futuras. 2.3.1 Efectos somáticos. Estos efectos en el hombre son discutidos en términos de irradiación total o parcial del cuerpo y con referencia del daño a un órgano. Un número de factores físicos son importantes en la determinación de efectos somáticos: a) Naturaleza o tipo de radiación.- Algunos tipos de radiación son más efectivos en producir daño. b) La dosis absorbida.- Están en función de la energía absorbida por gramo de tejido. c) Distribución en el tiempo.- Una dosis dañina dada en corto tiempo puede no ser dañina si se distribuye en largo tiempo. 11 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. d) Distribución de dosis.- Es cuando ésta involucra todo el cuerpo o sólo un órgano específico. Todos estos factores se combinan para hacer que los efectos en diferentes órganos difieran por cualquier cambio en uno de los parámetros. La edad del individuo también es importante, ya que el niño es afectado por la radiación más que el adulto. En el cuadro siguiente se pueden observar las dosis de radiación que proporcionan fuentes de origen tanto natural como artificial, así como los efectos somáticos observados a diferentes dosis. La unidad de medición es el Curie y por definición es igual a treinta y siete mil millones de desintegraciones atómicas por segundo. También se emplea el Curie, numéricamente igual a la milésima parte de un Curie. Conforme el tiempo transcurre, la cantidad de átomos radiactivos va disminuyendo y con ello, la actividad de la muestra, a este proceso se le conoce como decaimiento radiactivo. Como ya se mencionó, el ser humano es incapaz de “detectar o sentir” la radiación de alguna forma. Por ello se han desarrollado equipos que permiten su detección y/o cuantificación. En particular, los dispositivos comúnmente empleados para la detección de la radiación gamma son los detectores Geiger-Müller, los cuales miden la magnitud radiológica conocida como rapidez de exposición. La unidad de exposición es el Roentgen y se dice que en un punto dado se tiene un Roentgen, usado para medir la cantidad de radiación x o gamma en aire, a través de la medición de la ionización causada por dichas radiaciones. Esta unidad es grande para propósitos de protección radiológica y por ello, se acostumbra a medir la exposición en milésimas de la unidad anterior o sea en mili- Roentgen (mR). Los monitores Geiger Müller miden la rapidez de exposición en mili- Roentgen/hora, esto indica la cantidad de radiación que interacciona con una masa de aire cada hora (ver figura 1.5) 12 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. Dosis medias recibidas durante un año por una persona de vida normal (mrem) Origen natural Origen artificial 40: Rayos cósmicos 60: Radiactividad procedente de materiales terrestres. 25: Sustancias radiactivas existentes en el propio organismo. 50-100: Exámenes radiológicos 5-10: Televisión en color. 2: Fondo procedente de antiguas exposiciones nucleares. Dosis globales, recibidas de una sola vez a partir de las cuales la radiación tiene efectos nocivos (mrem) 40,000: Aparecen anormalidades en análisis de sangre. 100,000: Aparecen náuseas y mareos. 300,000: Letal en una cincuenta por ciento de las personas irradiadas. 600,000: Muerte segura. 2: Centrales nucleares 2.3.2 Efectos hereditarios. El estudio de los efectos hereditarios intenta descubrir los cambios que pueden ser transmitidos de generación a generación. Muchos años de esfuerzo se han dedicado a determinar los efectos de la radiación sobre el cuerpo humano. Como no es posible realizar experimentos con radiación sobre la gente, el conocimiento actual sobre este campo se basa en datos obtenidos durante accidentes cuando se trabaja con radiaciones, en sobrevivientes de los bombardeos atómicos de la Segunda Guerra Mundial y de diversos experimentos con animales de laboratorio. A dosis altas de radiación (arriba de 100,000 mrem) los efectos hereditarios pueden presentarse, con cierta seguridad, pero no hay forma de saber qué tipo de efecto puede ocurrir en los descendientes. A dosis bajas (como 5,000 mrem) los efectos hereditarios se presentan igual para personas que trabajan con radiaciones que para personas que jamás han trabajado con ellas. Sin embargo siempre se considera que, es preferible evitar recibir radiaciones. 13 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. 2.4 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. 2.4.1 Introducción. La seguridad radiológica tiene como finalidad proteger a los individuos, sus descendientes y el medio ambiente, contra los riesgos que se derivan de las actividades que por las características de ciertos materiales o equipos que se utilizan, pueden implicar la exposición a radiaciones ionizantes. El desarrollo de la seguridad radiológica se inició junto con las primeras aplicaciones de la energía nuclear y actualmente es de vital importancia en los diferentes campos donde se utiliza material radiactivo o aparatos productores de radiación ionizante, tales como radiografía industrial, medicina, agricultura, industrias, entre otros. En las aplicaciones a que nos hemos referido anteriormente el hombre siempre está expuesto a niveles de radiación; una de las tareas fundamentales de la seguridad radiológica es la de vigilar que las dosis resultantes para los trabajadores ocupacionalmente expuestos y las personas del público se conserven por debajo de valores que no presenten un riesgo para la salud, para ello se establecen límites de dosis. Una de las más importantes dentro de la seguridad radiológica, es la de generar medidas adecuadas para proteger al personal ocupacionalmente expuesto. A esta actividad se le llama Protección Radiológica. Empezaremos por mencionar las magnitudes y unidades empleadas en Protección Radiológica. 2.4.2 Magnitudes y unidades usadas en protección radiológica. Cuando un material radiactivo emite partículas o fotones libera energía. Esta energía es poseída por tales partículas o fotones, los cuales la pueden transferir al medio ionizando átomos por ejemplo, es decir, las partículas radiactivas transfieren su energía al medio circundante con el que interactúan. La ionización de un gas sirve para determinar los niveles de radiación. Con base en este fenómeno se han definido varias magnitudes y unidades que son ampliamente usadas en protección radiológica y cada una tiene sus fines específicos. A continuación se definen los tipos de magnitudes mencionados. 14 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. 2.4.2.1 Exposición y rapidez de exposición. La exposición y la rapidez de exposición. La exposición es la cantidad de carga que la radiación electromagnética deposita en la unidad de masa de aire y sus unidades son el Roentgen denotado por R. El Roentgen se define como la cantidad de radiación gamma que en 1 de aire seco a condiciones normales produce una unidad electrostática de carga; con estas condiciones la radiación gamma deposita eV en cada gramo de aire. En esta forma la exposición X es el coeficiente de ∆Q entre ∆m, donde ∆Q es el valor absoluto de la carga total de los iones de un signo producidos en aire cuando todos los electrones liberados por fotones en una masa de aire ∆m se frenan completamente en el aire: En unidades del mks, X está dada en Columbs/Kilogramo, y entonces el Roentgen es: Y también es equivalente a . La rapidez de exposición es el cociente de ΔX entre Δt, es decir: Otras unidades de la rapidez de exposición son R/h o R/min. Este término se entiende como la velocidad con la que la radiación gamma deposita su carga en el aire. La rapidez de dosis de exposición ̇ se relaciona fácilmente con la actividad de la fuente, si se conoce la constante específica de la radiación gamma, que se denota como Γ, es decir: ̇ 15 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. Donde A es la actividad de la fuente radiactiva y r es la distancia entre la fuente y el punto de interés. En la tabla 1 se dan los valores de Γ. ACTINIO-227 ANTIMONIO-122 ANTIMONIO-125 ARSENICO-72 ARSENICO-76 BARIO-131 BARIO-140 BERILIO-7 BROMO-82 CADMIO-115m CALCIO-47 CERIO-144 CESIO-137 CROMO-51 COBALTO-60 COBRE-64 GALIO-72 ORO-199 INDIO-114m IODO-131 2.20 2.40 9.80 10.10 2.40 3.00 12.40 0.30 14.60 0.20 5.70 0.40 3.30 0.16 13.20 1.20 11.60 0.90 0.20 2.20 IRIDIO-192 FIERRO-59 KRIPTON-85 MANGANESO-52 MERCURIO NIQUEL-65 POTASIO-42 RADIO-226 RADIO-228 RENIO-186 RUTENIO-106 ESCANDIO-47 SELENCIO-75 SODIO-22 ESTRONCIO-85 TELURIO-132 URANIO-234 XENON-133 ZINC-65 ZIRCONIO-95 Tiene unidades: [ 4.80 6.40 0.04 18.60 0.40 3.10 1.40 8.25 5.10 0.20 1.70 0.56 2.00 12.00 3.00 2.20 0.10 0.10 2.70 4.10 ] TABLA 1. CONSTANTE ESPECÍFICA DE LA RADIACIÓN GAMMA. 2.4.2.2 Dosis absorbida y rapidez de dosis absorbida. La dosis absorbida D es la cantidad de energía que absorbe un material al ser expuesto a la radiación. Matemáticamente, D, es el cociente entre Δε entre Δm, donde Δε es la energía promedio depositada por la radiación ionizante en una porción de materia de masa Δm, es decir: 16 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. La unidad especial para la dosis absorbida es el rad definida como la cantidad de cualquier radiación que deposita 100 erg de energía en un gramo de cualquier material: Como ya se mencionó que 1R = 87 erg/g, entonces, se tiene la equivalencia siguiente: O bien La rapidez de dosis absorbida es la velocidad con la que la radiación de cualquier tipo deposita su energía en cualquier material expuesto a ella, es decir: ̇ Actualmente se está empleando la unidad llamada “gray” cuyo símbolo es Gy equivalente a 100 rad. 2.4.2.3 Equivalente de dosis y rapidez de equivalente de dosis. En protección radiológica es necesario contar con una relación numérica bien definida entre la dosis absorbida y el efecto biológico que produce. La dosis absorbida es insuficiente para predecir la severidad o la probabilidad del efecto bajo condiciones no especificadas: por ello se ha introducido otra cantidad que interrelaciona mejor con los efectos más importantes. Esta cantidad se denomina equivalente de dosis H y se define como: H=D (QF) Donde D es la dosis absorbida y QF es el factor de calidad que se explicará a continuación. 17 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. Si el equivalente de dosis nos sirve para estimar el daño biológico, debe tomarse en cuenta el hecho de que cuando la radiación interactúa con las células del cuerpo, produce ionización en los átomos que la constituyen y a mayor ionización habrá más daño biológico. Las partículas alfa producen una gran ionización comparada con la provocada por partículas β y rayos γ. Por ejemplo, en el cuerpo humano expuesto a 1 rad de radiación alfa se provoca tanto daño como 20 rad de radiación gamma. Con base en hechos experimentales se ha podido cuantificar en un factor llamado factor de calidad, el daño que cualquier tipo de radiación causa con relación a la radiación gamma. En la tabla 2 se indican los factores de calidad para diferentes tipos de radiación. RADIACIÓN Alfa Beta Gamma Neutrones lentos Neutrones rápidos Protones Núcleos pesados FACTOR DE CALIDAD (QF) 20 1 1 5 10 10 20 TABLA 2. FACTORES DE CALIDAD. La unidad equivalente de dosis es el rem, definido como: Esto es: La rapidez de equivalente de dosis (H) es la velocidad con que la radiación deposita energía en el tejido humano dañándolo; sus unidades son el rem/s o sus equivalentes como rem/h, mrem/min, mrem/hr, etc. Actualmente se está empleando la unidad llamada Sievert cuyo símbolo es Sv equivalente a 100 rem. 18 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. 2.4.3 Conceptos básicos de protección radiológica. A. La emisión de radiación alfa, beta y gamma, se efectúa en forma radial, interaccionando con el material que encuentre a su paso, depositando en él la energía que lleva y frenándose como se ve a continuación. a) Partículas alfa.- las partículas alfa pueden ser detenida hasta por una hoja de papel, por lo que en caso de fuentes selladas no representan ningún riesgo, mientras la cápsula que contiene el material radiactivo no pierda su hermeticidad. b) Partículas beta.- las partículas beta tienen un poder de penetración mayor que las alfa, sin embargo, continúa siendo bajo, por ejemplo, bastan 3 mm de espesor de agua para frenar totalmente las partículas beta del kriptón 85. Si en lugar de agua se usara un material de mayor densidad y de mayor número atómico efectivo (Zef), las partículas beta se atenuarían con espesores aún menores, pero el frenado repentino de las partículas hace que parte de la energía cinética de las betas se transforme en radiación electromagnética conocida como “radiación de frenado” o “Bremsstrahlung”, lo cual hace preferible el uso de materiales cuya Zef sea baja. Debido al poco poder de penetración de las partículas beta, las medidas de seguridad que han de tomarse durante el manejo de emisores beta pueden ser menores que para emisores gamma. Los monitores Geiger cuando se usan para detectar betas deberán tener la ventana abierta y la lectura se hace normalmente en cuentas por minuto (cpm), que está en función del número de partículas beta que llegan al detector cada minuto. Esta lectura disminuye drásticamente si se intercala entre la fuente y el detector cualquier sustancia (un trozo de madera, un plástico, etc.), por lo que para el propósito de estas notas, no es necesario ir más allá de los cálculos de alcance máximo de las partículas beta para saber qué espesor de diferentes materiales es suficiente para quedar protegidos de este tipo de radiación. Esto es válido mientras no haya fuga de material radiactivo, ya que si esto sucede, y ocurre una contaminación, ingresando emisores beta al organismo, las partículas causan mayor daño al organismo que la radiación gamma, debido a que disipan toda su energía en zonas muy pequeñas, a las cuales les ocasiona mayor daño al organismo que la radiación gamma, debido a que disipan toda su energía en 19 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. zonas muy pequeñas, a las cuales les ocasiona mayor daño que si la disipan en zonas más grandes. Los casos de ingestión de material radiactivo deberán ser atendidos por médicos especializados, quienes tratarían dependiendo de la gravedad del caso, de acelerar la salida del material del cuerpo, por intercambio isotópico, administración de agentes quelantes, etc., o si son cantidades pequeñas, podrían determinar que se elimine el material en forma normal, es decir, por el metabolismo propio del cuerpo. Si la cápsula de material radiactivo no ha perdido su hermeticidad, entonces las medidas de seguridad a tomar para el manejo de emisores beta se reduce prácticamente al uso del blindaje. c) Radiación gamma.- la radiación gamma tiene un poder de penetración notablemente mayor que la alfa y beta requiere medidas de seguridad más amplias. Desde luego, la severidad de éstas dependerá de la actividad de la fuente radiactiva y del uso que se le dé a esta. Siguiendo el concepto ALARA, la radiación recibida por el personal al trabajar con material radiactivo debe ser tan baja como razonablemente se pueda lograr, lo que implica una buena planeación de las actividades que han de hacerse con la fuente radiactiva, a fin de optimizar la metodología de trabajo para exponerse el menor tiempo a la mayor distancia posible. B. Los factores principales que se deben manejar para protegerse de la radiación son: - Tiempo Distancia Blindaje El tiempo que el personal se exponga a la radiación debe ser el mínimo necesario para efectuar el trabajo planeado en forma segura y la distancia entre la fuente radiactiva y la persona será la máxima posible, sin que ello dificulte el trabajo, al grado de requerir mucho más tiempo debido a incomodidad para efectuar la maniobra planeada. El blindaje es un material que se utiliza para atenuar la radiación, de manera que la intensidad de ésta no represente un peligro para las personas que estén cerca. Durante el trabajo normal con material radiactivo, el personal ocupacionalmente expuesto no deberá recibir un equivalente de dosis mayor al límite establecido de 20 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. 5 rem/año. Si se considera que se trabajó 40h/semana y 52 semanas por año, se puede decir que en promedio el personal no deberá rebasar el valor de 2.5 mrem por hora hábil. Debido a que los monitores Geiger están calibrados en unidades de rapidez y exposición ̇ , es conveniente expresar estos valores en las unidades correspondientes. Si se considera que numéricamente la unidad Roentgen es aproximadamente igual a rad (en aire) y que para radiación gamma el factor de calidad (Q) es igual a 1, se puede decir sin cometer un error muy alto que los trabajadores ocupacionalmente expuestos deberán trabajar de tal modo que la rapidez de exposición a la que estén sometidos no sea mayor de 2.5mR/h, en la inteligencia de que se trabajan 40 horas a la semana. La rapidez de exposición ̇ varía con la distancia (r) y con el espesor de blindaje (x) existentes entre la fuente radiactiva y el punto de interés, de acuerdo a los siguientes principios: La rapidez de exposición X0 en R/h, en un punto de interés P1 a una distancia r (m) de una fuente puntual de radiación gamma, de actividad A (Ci) se puede calcular de la expresión: ̇ donde: Γ = constante específica de la radiación gamma en aire. El valor de ̇ calculado es el mismo que se obtendría con un monitor Geiger si éste se colocara a la misma distancia r de la fuente radiactiva (emisor gamma) de actividad A, siempre y cuando el monitor esté funcionando correctamente, el factor de calibración sea 1 y r sea lo suficientemente grande como para que el tubo detector pueda considerarse “puntual”. Cuando se intercala entre la fuente radiactiva y el punto de interés, un material de espesor x que absorba radiaciones, la rapidez de exposición ̇ en dicho punto, ̇ y se puede estimar, si se conoce el valor de la capa será menor que hemirreductora CHR, del material, para la radiación emitida y el espesor x del blindaje (material absorbedor) además de r, A y Γ. 21 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. Si El valor de una capa hemirreductora, es decir, el valor del espesor necesario para reducir la intensidad de la radiación a la mitad se determina como sigue: ̇ ̇ donde µ es el coeficiente de atenuación lineal del material en , entonces: ̇ ̇ o de aquí: (CRH)=0.693/µ La expresión anterior se puede usar para determinar el número de capas hemirreductoras que se necesitan para reducir la intensidad inicial a cualquier otro nivel deseado. La cantidad de radiación reducida por el espesor de blindaje será de se tiene que la rapidez de exposición ̇ será: . Entonces ̇ ̇ total Γ A r n = rapidez de exposición (R/h) = constante específica de radiación gamma = actividad (mCi) = distancia fuente detector (cm) = número de capas hemirreductoras despejando la distancia r de la ecuación (3) 22 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. √ ̇ Si no existe blindaje, la rapidez de exposición X1 en cualquier punto de interés p1 se puede calcular si se conoce la rapidez de exposición ̇ en otro punto P2 mediante la fórmula: ̇ donde: r1= r2= ̇ distancia entre la fuente y el punto de interés P1 distancia entre la fuente y el punto de interés P2 2.4.4 Contaminación e irradiación. El objetivo fundamental de la protección radiológica es reducir hasta donde sea posible los riesgos que implica el uso de materiales radiactivos y dispositivos que producen radiaciones ionizantes. Esto se logra aplicando las medidas preventivas adecuadas para cada situación particular. En general, debe evitarse cualquier exposición innecesaria a la radiación y cuando sea necesario exponerse, vigilar que sea lo mínimo posible, para lo cual es muy conveniente efectuar previamente un análisis cuidadoso que permita definir los riesgos potenciales; con base en ellos preparar todos los instrumentos, equipos, vestuario, etc., e incluso adiestrar mediante simulacros, para asegurar el mejor control de dichos riesgos. Cuando se toman las precauciones adecuadas, el manejo de radiaciones puede considerarse una operación segura. Irradiación externa.- Se entiende por irradiación externa la que recibe el organismo desde fuentes exteriores al mismo, el riesgo dependerá de la dosis, del tipo de radiación y de su energía o su poder de penetración; por ello, los rayos X, gamma y los neutrones son los tipos de radiación que constituyen el más común peligro de irradiación externa. Para la radiación alfa no se considera riesgo, porque es completamente absorbida por la capa muerta de la piel. Las partículas beta pueden o no constituir peligro externo, dependiendo de su energía; como son absorbidas por espesores relativamente pequeños de tejido, la dosis que producen afectará a la piel y a los órganos externos fundamentalmente, pues la mayoría de los emisores beta que se emplean comúnmente no producen partículas de muy alta energía. Los fotones X o gamma, cuando tienen energía suficiente, penetran profundamente en el organismo irradiando cualquier órgano y por su uso tan ampliamente difundido, requieren de especial atención. Los 23 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. neutrones se consideran el tipo de radiación más peligroso, tanto por ser los más difíciles de detectar, como por su efecto sobre los tejidos, ya que al interaccionar con los átomos de hidrógeno producen protones cuyo elevado poder de ionización causa un daño muy localizado. Irradiación interna.- la irradiación interna se presenta cuando la fuente se encuentra dentro del organismo. Los materiales radiactivos pueden ingresar al cuerpo por ingestión, por inhalación, por absorción o a través de la piel o bien a la sangre por algún corte o herida. Nuevamente, el daño dependerá del tipo de radiación emitida, su energía, la vida media del radionúclido, su permanencia en el organismo y el órgano en que se localice. En este caso, los emisores alfa y beta son los más peligrosos. Debido a su elevada ionización específica, depositan toda su energía en volúmenes reducidos de tejido produciendo un daño más severo que el ocasionado por radiaciones más penetrantes, pues de éstas una porción importante puede salir del órgano o del cuerpo. Cabe señalar que las fuentes radiactivas se clasifican en fuentes encerradas o selladas y fuentes abiertas o no encerradas; las primeras son aquellas en las que el material radiactivo está contenido dentro de una envoltura de suficiente resistencia mecánica, para impedir que se establezca contacto con en radionúclido o que la sustancia radiactiva se disperse en las condiciones previsibles de utilización y desgaste. Una fuente abierta es toda fuente que no está sellada y que en las condiciones normales de uso puede producir contaminación, es decir que existe el riesgo de que parte del material radiactivo tenga contacto físico no deseado, con cuerpos o materiales del medio que le rodea. Vida media efectiva.- cuando un elemento o material radiactivo ha penetrado en el cuerpo humano, es decir, hay contaminación e irradiación interna, se aloja preferentemente en algún órgano. El cuerpo humano constantemente está renovando los elementos que lo constituyen y se puede definir una constante de decaimiento biológico y por lo tanto una vida media biológica en base a este proceso natural. La vida media biológica es el tiempo necesario para que el cuerpo humano elimine la mitad del núclido ingerido. Tomando en cuenta que un radionúclido también tiene una vida media radiactiva, se puede obtener una vida media efectiva como el tiempo necesario para reducir a la mitad la actividad del radionúclido ingerido por procesos biológicos y decaimientos radiactivos. El tiempo de vida efectiva está dado por la ecuación: 24 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. donde: es la vida media efectiva es la vida media biológica es la vida media radiactiva En la tabla 3 se dan datos de algunos radionúclidos contaminando interiormente el cuerpo humano. Órgano Cuerpo entero Huesos Huesos Huesos Tiroides Núclido H3 Sr90 Pu239 U235 I131 Radiactiva 12.26ª 30.131 24.400ª 7.12x108a 8.05d Biológica 12d 33.62ª 200a 300d 138d Efectiva 12d 16.32 200a 300d 7.6d TABLA 3. ORGANOS Y VIDA MEDIA EFECTIVA DE ALGUNOS NUCLIDOS. 2.4.5 Efectos biológicos de las radiaciones ionizantes. 2.4.5.1 Interacción de la radiación. Al penetrar la radiación en el material interacciona con ésta, produciendo en última instancia fenómenos de ionización y de excitación atómica o molecular, fenómenos que producen la ruptura de enlaces químicos alterando las especies químicas presentes y aun produciendo otras nuevas. Por este mecanismo resultan afectadas las células de un tejido en la permeabilidad de la membrana celular, en la formación de compuestos tóxicos en el citoplasma, o en la alteración de sustancias vitales en el núcleo. El resultado puede ser la muerte de la célula o la reproducción anormal. El efecto se refleja primordialmente en la mitosis celular, razón por la cual los tejidos que requieren o se encuentran en procesos de gran reproducción celular, son más sensibles al daño por radiación. 2.4.5.2 Efectos de la radiación. Los efectos de la radiación ionizante pueden clasificarse en dos grupos: 25 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. a) Efectos no estocásticos: son efectos que se producen a partir de una dosis de umbral y aumentan en severidad con la dosis. Para dosis altas recibidas en un tiempo corto el efecto se agudiza. b) Efectos estocásticos: Aquellos efectos que aparentemente no tienen una dosis de umbral a partir de la cual se manifiestan, la probabilidad de que ocurra el efecto independientemente de su severidad, se considera una función de la dosis. Cuando los efectos se manifiestan en el individuo que se ha expuesto a la radiación ionizante, se denominan efectos somáticos, éstos pueden ser no estocásticos, como son por ejemplo: la esterilidad, cataratas, depleción de células en la médula ósea, o bien, estocásticos, por ejemplo, la inducción de cáncer. Si los efectos no se presentan en el individuo expuesto, sino afectan a sus descendientes, se denominan efectos hereditarios o genéticos y son estocásticos (alteraciones genéticas, por ejemplo). a) Efectos no estocásticos. Las dosis de umbral para algunos efectos no estocásticos, cuando la irradiación es a cuerpo total, se presenta en la tabla 4. Dosis absorbida (rads) >de 10 >de 25 >de 50 >de 100 >de 200 >de 400 >de 600 Efecto Rupturas cromosómicas en células sanguíneas difíciles de detectar. Interferencia con la organogénesis de embriones. Cambios sanguíneos. Probable retención momentánea de la espermatogénesis. Síndrome de radiación probable. Síndrome grave de radiación. 50% probabilidad de muerte. 100% probabilidad de muerte. TABLA 4. EXPOSICIÓN AGUDA A CUERPO TOTAL. “A dosis altas la sobrevivencia de una persona depende de la competencia entre la reproducción y la muerte celular, la capacidad de recuperación del organismo 26 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. humano permite que a una dosis de 300 rads se tenga una sobrevivencia mayor de 90%”. Los síntomas del síndrome de radiación son: náuseas, vómito, agotamiento, disminución de glóbulos blancos, periodo de recuperación aparente, vómito y diarrea con sangre, disminución de glóbulos blancos y plaquetas, anemia y finalmente, intoxicación general. “El tiempo que tardan en presentarse los síntomas depende de la magnitud de la dosis y del intervalo de tiempo en que se imparta ésta, es decir, cuando la dosis se imparte en un tiempo mayor el efecto es menor, como si el organismo recibiera una dosis menor”. En el caso de que la irradiación no sea en todo el cuerpo sino localizada en una parte de él, el daño depende de la magnitud del área y de los órganos expuestos, algunos de estos efectos, cuando la dosis se recibe en una sola exposición, se presentan en la tabla 5. Parte del Cuerpo Expuesta Gónadas Gónadas Cuero Cabelludo Cuero Cabelludo Dosis 50 rads 800 rads 500 rads 2500 rads Daño Esterilidad temporal Esterilidad definitiva Caída del pelo temporal Caída del pelo definitiva TABLA 5. b) Efectos estocásticos. Este tipo de efectos son probabilísticos, es decir, un aumento en la dosis conduce a un aumento en la frecuencia con la que aparece el efecto en un grupo de personas, pero no se puede determinar a priori que una dosis dada produzca con seguridad un efecto en una persona dada. Además, debe tenerse en cuenta que la mayoría de estos efectos existe normalmente en poblaciones no irradiadas. Estos efectos pueden dividirse en cuatro grupos: - Inducción de la leucemia. Inducción de otros cánceres. Enfermedades hereditarias. 27 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. - Acortamiento de la vida. Ejemplos de estocásticos: Inducción de leucemia. Los datos experimentales con seres humanos a este respecto fueron obtenidos de los sobrevivientes de Hiroshima y Nagasaki, de pacientes irradiados con rayos X, de la exposición de medios radiológicos y de niños irradiados en útero por examen de la madre. Se ha observado una relación lineal entre la frecuencia de ocurrencia y la dosis, cuando se trata de dosis altas; a dosis bajas no se puede asegurar lo mismo, pero para efectos de protección radiológica se supone también lineal. Si se supone que una población se irradia de manera que cada habitante reciba 1 rad, podrían producirse 1020 casos de leucemia por millón de habitantes, en un período de 20 años contra los 1000 casos que deberían producirse de manera natural en el mismo período. Inducción de otros cánceres: La exposición a la radiación ionizante también produce incremento en la frecuencia de otros tipos de cáncer diferentes a la leucemia, aunque es difícil establecer una regla general de aumento de la frecuencia, ya que el efecto depende fuertemente de la localización de la irradiación. Se ha observado incremento en la incidencia de cáncer del pulmón en los mineros debido a la exposición al radón y sus descendientes, de cáncer de huesos en los pintores de carátulas radioluminiscentes; de cáncer de tiroides en personas irradiadas con rayos X o I135 (yodo). Efectos hereditarios: A este respecto no se dispone de suficientes datos en seres humanos, por lo que las estimaciones se basan en extrapolaciones de resultados obtenidos con animales de laboratorio, por lo que se debe tener en cuenta las limitaciones e imprecisiones de la extrapolación. El daño consiste en un aumento en la carga de mutaciones y anormalidades cromosómicas que pueden manifestarse en un 28 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. aumento en las incidencias de defectos congénitos, una elevada mortalidad infantil y juvenil, una alteración del número de hombres respecto al de mueres, o cambios en la velocidad del crecimiento y desarrollo. Acortamiento de la vida: actualmente, el conocimiento de este efecto sobre seres humanos es vago; la Comisión Internacional de Protección Radiológica después de estudiar la sobrevida de las poblaciones de Hiroshima y Nagasaki, considera que la evidencia no es concluyente, pero la posibilidad de que pequeñas dosis de radiación tengan un efecto no específico y deletéreo sobre la esperanza de vida no se excluye; sin embargo, no es suficiente para justificar el hacer una estimación cuantitativa del riesgo. Se podría inferir que uno de los efectos de la irradiación es un acortamiento del promedio de vida. 2.4.6 Normas de protección radiológica. La exposición a la radiación, involucra el riesgo de sufrir efectos perjudiciales; al reconocer la existencia de este riesgo los límites de dosis deben de ser tales que el riesgo correspondiente supuesto sea aceptable para el individuo y para la sociedad en vista de los beneficios obtenidos de tal actividad. El riesgo “aceptable” es difícil de determinar, se requiere de buen juicio y de un análisis detallado del beneficio de la práctica contra el riesgo de la exposición dada. En consecuencia, los límites de equivalente de dosis los deben establecer de modo que la probabilidad de daño por radiación sea suficientemente baja sin una restricción indebida de los usos y beneficios de las radiaciones ionizantes. En el caso de que un individuo haya estado expuesto a dosis en exceso a las permisibles, como en situaciones de accidentes o de emergencia, la magnitud de la dosis y el riesgo involucrado son únicamente un elemento aunque importante, para determinar las circunstancias que podrían conducir a permitir que continúe su trabajo como ocupacionalmente expuesto, deben de considerarse además otros factores como son su salud, bienestar, responsabilidades económicas y sociales. Dosis máximas permisibles en la mujer con capacidad reproductiva. Se debe presentar especial atención a la exposición abdominal de las mujeres con capacidad reproductiva, la ICRP recomienda que nunca debe ser mayor de 5 rems por año, en realidad se sugiere que la exposición se mantenga dentro de 100 mrems por semana, bajo estas circunstancias la dosis que puede recibir un 29 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. embrión durante el periodo crítico de organógesis (los dos primeros meses de embarazo) normalmente sería menor de 1 rem. Dosis máxima permisible en la mujer embarazada. Se considera que la exposición del feto a la radiación ionizante puede ser perjudicial aun si es del orden de unos cuantos rems; por lo que, la ICRP recomienda que una vez diagnosticado el embarazo, debe de asegurarse que el feto no reciba una dosis mayor de 1 rem durante el resto del embarazo, debido a la exposición ocupacional de la madre; sin embargo, actualmente el NCRP (National Council of Radiation Protection) de E.U. recomienda que un feto no debe recibir más de 0.5 rem durante todo el periodo de embarazo. Actualmente la mayor parte de las normativas nacionales vigentes aplican las recomendaciones dadas por la ICRP (International Commission of Radiation Protection) basadas en la información acumulada en la década de los sesentas y parte de los setentas. Estas normas son de 1977 y establecen que los objetivos de la Protección Radiológica son los siguientes: a) Evitar los efectos no estocásticos. b) Limitar la probabilidad de incidencia de efectos estocásticos hasta valores que se consideren aceptables. c) Lograr y mantener condiciones apropiadas de seguridad para las actividades que involucren exposición humana a la radiación ionizante. Evitar la ocurrencia de efectos no estocásticos puede lograrse estableciendo límites de dosis suficiente por debajo de la dosis de umbral a la que ocurren tales efectos, aun considerando la exposición durante toda la vida o durante todo el período de trabajo en la vida. La limitación de la probabilidad de efectos estocásticos puede lograrse manteniendo todas las exposiciones justificables, tan bajas como razonablemente pueda lograrse, teniendo en cuenta los factores económicos y sociales, además de mantenerlas inferiores a valores limitantes de dosis apropiadas. La justificación debe fundarse en un balance costo-beneficio que conduzca a la conclusión de que la práctica seleccionada sea “valiosa” y se ajuste a un máximo beneficio para el individuo y la sociedad. 30 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. Un sistema de limitación de dosis debe basarse en los requisitos siguientes: a) Justificación. No debe de adoptarse ninguna práctica a menos que su introducción produzca un beneficio neto positivo. b) Optimización. Todas las exposiciones deben de mantenerse tan bajas como razonablemente pueda lograrse, es decir, debe hacerse el máximo esfuerzo en todas aquellas actividades relacionadas con la exposición que puedan conducir a una reducción de la misma (selección y adiestramiento adecuado del personal, simulacros, diseño adecuado de la instalación y del equipo, revisión de procedimientos de trabajo, etc.), considerando los factores socioeconómicos del caso. c) Limitación de la dosis individual. No deben de ser excedidos los límites de dosis individual establecidos, lo que permite limitar el detrimento somático en el individuo y el hereditario en su descendencia inmediata. Los límites establecidos no incluyen las dosis debidas a irradiación por fuentes naturales y las debidas por diagnóstico y tratamiento médico. Sin embargo, algunas actividades del hombre pueden incrementar la irradiación normal debido a fuentes naturales, como por ejemplo, la minería, los materiales de construcción que contienen radioisótopos naturales. Las dosis médicas deben justificarse en términos del beneficio, de reducirse al mínimo consistente con el beneficio médico del paciente. Con objeto de identificar y facilitar la cuantificación del costo relacionado con los efectos nocivos derivados de la exposición a la radiación, se establece el concepto de detrimento, que se define como la esperanza matemática del daño por la exposición a la radiación tomando en cuenta la probabilidad de cada tipo de efecto nocivo y su severidad. Se debe tener en cuenta todos los efectos nocivos, tanto los efectos sobre la salud como los no asociados con ella como lo son el restringir el uso de áreas o de ciertos productos. De acuerdo con el conocimiento actual de la relación dosis respuesta, la ICRP cree que respecto a la rapidez de acumulación de dosis, es suficiente establecer únicamente límites de dosis anuales y no restringe la rapidez instantánea o la 31 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. rapidez a que se puede acumular la dosis, excepto para el caso de mujeres con capacidad reproductiva. Factores de riesgo: Actualmente se toma en cuenta el riesgo total atribuible a la exposición de todos los tejidos irradiados, por lo que la Comisión ha estimado los factores de riesgo para los tejidos de los órganos y para el cuerpo total, debido a irradiación, teniendo en cuenta la probabilidad de ocurrencia de un efecto en función de la dosis, la radiosensibilidad del tejido, la gravedad del daño y la probabilidad de recuperarse. Los factores de riesgo se basan en la estimación de la probabilidad de inducir cáncer fatal, efectos no estocásticos o defectos genéricos significativos. Aunque algunos factores de riesgo dependen de la edad y del sexo, como son la inducción de efectos hereditarios y el desarrollo de cáncer de mama, los valores de dosis límites establecidos, basados en valores promedios de riesgo cubren adecuadamente las variaciones mencionadas. RIESGOS ESTIMADOS TEJIDOS U ORGANOS Gónadas Médula ósea roja Hueso Pulmones Tiroides Mama Resto de tejidos Un solo tejido del resto Cuerpo total irradiación uniforme FACTOR DE RIESGO EFECTO -1 -1 Sv (100 REM ) 10-2 Daño genético grave en las dosis primeras generaciones. -3 2X10 Leucemia. 5X10-4 Cáncer. 2X10-3 Cáncer. 5X10-4 Mortalidad por cáncer. 2.5X10-3 Cáncer. 5X10-3 Cáncer. 10-3 Cáncer. 10-2 Mortalidad por cáncer. Al establecer los límites de dosis para los trabajadores ocupacionalmente expuestos, la ICRP considera que el riesgo estimado para tales límites es 32 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. aceptable, comparándola aun con otras ocupaciones que poseen altos estándares de seguridad; en estas ocupaciones la mortalidad anual media es del orden de 10 4 , o sea un caso en 10,000. La experiencia en los últimos años indica que el límite de 5 rem (0.05Sv) para la dosis máxima permisibles, se han obtenido valores medios anuales en los grupos de trabajadores ocupacionalmente expuestos, inferiores a 500 mrem (0.005 Sv); esto implicaría un riesgo del orden de 10-4 para la mortalidad por cáncer, en consecuencia, se puede considerar que un límite de 5 rems (0.06 Sv) permite un trabajo tan seguro como en las industrias con mayores estándares de seguridad. En base a los estudios sobre dosis de umbral para los efectos no estocásticos, la ICRP considera que un valor límite de 50 rem (0.5 Sv) evitará la ocurrencia de ellos en cualquier órgano, excepto el cristalino de los ojos, para el cual se establece el límite de 30 rem (0.3 Sv). Estos límites se aplican independientemente de que si el órgano se irradia en forma aislada o conjuntamente con otros. La limitación para los efectos estocásticos, se basa en el principio de que el riesgo asociado con la irradiación uniforme del cuerpo debe ser igual al caso de irradiación no uniforme, por lo que se debe asociar a cada órgano un factor de peso que represente la fracción de riesgo estocástico, respecto del total, (se debe de considerar que el detrimento de cada órgano no contribuye en la misma magnitud a un determinado detrimento del individuo). Factores de peso recomendados: Tejidos Gónadas Mama Médula ósea roja Pulmón Tiroides Superficies óseas Cada uno de los cinco tejidos restantes, más expuestos Wt 0.25 0.15 0.12 0.12 0.03 0.03 0.06 (5 x 0.06 = 0.30) 33 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. Cuando sea irradiado el tracto-gastrointestinal debe de considerarse como 4 órganos separados: estómago, intestino delgado, intestino grueso superior, intestino grueso inferior. Aunque la ICRP no desea separar los límites anuales de dosis para cada órgano, éstos pueden obtenerse dividiendo el límite (5 rems) entre el factor de ponderación respectivo Wt y atendiendo a los límites para efectos no estocásticos. Ejemplo: Cuerpo total Gónadas Mama Médula ósea roja Pulmón Tiroides Superficies óseas Otros órganos 5 rems 20 rems 33 rems 42 rems 42 rems 167 rems 167 rems 50 rems (0.05 Sv) (0.20 Sv) (0.30 Sv) (0.40 Sv) (0.40 Sv) (0.50 Sv) (0.50 Sv) (0.50 Sv) Casos especiales: a) Exposiciones planeadas: Se establece el doble del límite anual para un solo evento, y cinco veces el límite anual en toda la vida, sujetándose a las mismas restricciones. b) Mujeres con capacidad reproductiva: Se recomienda que reciban su exposición a una rapidez regular (de 100 mrem/semana) con objeto de que sea poco probable que el embrión reciba más de 0.5 rem durante los dos primeros meses de embarazo. c) Exposición ocupacional de una mujer embarazada: Una vez diagnosticado el embarazo, la mujer puede continuar su trabajo únicamente bajo condiciones en las que sea poco probable que la dosis recibida exceda los 3 décimos del límite anual. 34 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. Límites para individuos miembros del público: Atendiendo a los riesgos estudiados y a los que normalmente se encuentran sujetos los individuos del público (riesgos de mortalidad del orden de 10-6 a 10-5 por año), la ICRP ratifica el límite anual de 0.5 rem (0.005 Sv) para los individuos del grupo crítico. Deben de satisfacerse además los criterios de justificación y optimización. 35 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. CAPÍTULO III. FACTORES TIEMPO, DISTANCIA Y BLINDAJES. 36 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. 3.1 INTRODUCCIÓN. La raza humana siempre ha estado en constante exposición a la radiación de origen cósmico, de fuentes naturales y de algunos constituyentes del propio organismo, sin experimentar cambios significativos. Quizá el efecto más notable que se ha observado es el siguiente: si una persona se expone un buen tiempo a la acción de los rayos solares, se le quema la piel; pero éste será regenerada por una nueva. Otras fuentes que causan que se reciba cierta cantidad de radiación adicional, son las creadas por el hombre. Entre ellas tenemos las máquinas de rayos X, la televisión, las centrales nucleares, las pruebas nucleares, etc. De estas fuentes sólo recibirán radiación quienes estén expuestos a ellas, y se ha comprobado que el hombre recibe, por este concepto, una dosis anual de 179 a 195 mili rems, aproximadamente. Esto demuestra que el cuerpo humano puede aceptar ciertas dosis continuas de radiación, sin ser afectado en el funcionamiento normal del organismo. En una central nuclear existen diversos niveles de radiación conocidos, lo que implica que, si se permanece en determinada área de radiación, estamos exponiéndonos a cierta dosis. La función básica de la Seguridad Radiológica es mantener la radiación absorbida por el cuerpo en un nivel tan bajo como sea posible, de tal manera que el cuerpo tenga el tiempo suficiente para recuperarse del daño que se le pudiera ocasionar. 3.2 PRINCIPIOS BÁSICOS DE PROTECCIÓN. Existen tres formas básicas para limitar la interacción de la radiación con las células del cuerpo humano en una exposición externa (también llamada irradiación externa). Estas son: a) b) c) La distancia, El tiempo y El blindaje 37 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. 3.2.1 Distancia. El principio básico en este caso es que para mantener baja la absorción de radiación se debe estar lo más alejado posible de la fuente de radiación, o sea, a mayor distancia de la fuente menor cantidad de radiación. Aquí podríamos hacer una analogía de los efectos de la radiación comparándolas con los efectos de la energía térmica o de la energía luminosa en el cuerpo humano. Si nosotros estamos en la proximidad de una fogata en el campo, mientras más alejados estemos de dicha fuente de calor, menos sentimos sus efectos. Conforme nos vamos aproximando a la fogata, sentimos más calor, hasta que llegamos al punto crítico de tomar una braza con la mano y quemarnos. Sucede lo mismo con la radiación, sólo que no vamos a experimentar el efecto de energía directamente, debido a que la radiación no se siente, pero los efectos posteriores si se experimentarán. En el caso de la energía luminosa sucede algo similar. Si tenemos una fuente luminosa muy potente, y si estamos muy alejados de ella apenas la podremos ver; pero conforme nos vamos aproximando a ella, la vamos viendo más clara y más clara cada vez, hasta que llegamos a un punto en que nos deslumbrará. Desafortunadamente la radiación no es visible al ojo humano. Finalmente, podremos decir que para una fuente de tipo puntual, que emite radiación en todas direcciones y se supone viaja en línea recta, la intensidad de radiación disminuye con el cuadrado de la distancia. 3.2.2 Tiempo. Si no puede alejarse de la fuente, entonces para absorber menos radiación se necesita estar el menor tiempo posible en esa área. Cuando por razones de trabajo se requiere permanecer cerca de una fuente de radiación, la forma en que se usa el tiempo para exponernos menos a la radiación, es el realizar el trabajo en el menor tiempo posible, pero de tal manera que esté bien realizado. Generalmente al entrar a un área de radiación se conoce el nivel de radiación y se hace una estimación del tiempo que se pueda permanecer en ella, evitando exponerse a una dosis mayor de la permisible. 38 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. Aquí podríamos hacer una analogía de efectos experimentados por el cuerpo humano debido a una exposición a la energía calorífica del sol, por ejemplo. Si estamos poco tiempo en contacto con los rayos solares, el efecto será casi nulo; pero conforme va pasando el tiempo y permanecemos un lapso más prolongado de tiempo y cada vez más los efectos se sentirán en la piel, hasta el punto de poder experimentar una quemadura severa, hasta de consecuencias fatales. 3.2.3 Blindaje. El blindaje es la protección para el personal, que consiste en colocar barreras que rodeen a la fuente de radiación. Estas barreras se construyen de materiales que frenan (absorben) la radiación. El blindaje puede ser desde un simple contenedor hasta una pared. Al incluir la radiación sobre el blindaje, la mayor parte no logra atravesar totalmente el blindaje, sino sólo una pequeña parte de la que incide. A esto se le llama atenuación de la radiación. El tipo de material a usar como blindaje depende del tipo de radiación que se desee blindar. Aquí también podemos hacer una analogía con la energía térmica y luminosa. Si tenemos una fogata, y colocamos una barrera, digamos de vidrio transparente, podremos disminuir un poco el efecto de calor pero seguiremos viendo la fogata a través de la barrera de vidrio. El efecto del calor del espesor del vidrio. En cambio, si colocamos una barrera gruesa, de un material denso y opaco, podremos disminuir bastante el efecto de la energía térmica a través de él, y anularemos completamente la energía luminosa. 3.2.3.1 Blindaje de radiación alfa. La radiación alfa viaja distancias muy pequeñas, aun cuando tenga energía muy grande. Por lo tanto, no llega a presentar un problema serio de blindaje. Una hoja común de papel es suficiente para frenarla totalmente. 3.2.3.2 Blindaje de radiación beta. La radiación beta es más penetrante que la alfa, pero tampoco es un problema en una irradiación externa. En aire viaja distancias mucho mayores que la alfa, pero 39 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. una placa de aluminio de un octavo de pulgada de espesor es suficiente para frenarla totalmente. 3.2.3.3 Blindaje de radiación gamma. Esta radiación es mucho más penetrante que la alfa y que la beta. Los blindajes que frenan a la alfa y a la beta no frenan a la gamma, y para hacerlo se requieren blindajes de mayor espesor. Para blindar la radiación gamma se requiere de materiales que tengan grandes densidades, o sea gran masa por unidad del volumen, como son el oro, el plomo, el concreto, el agua, etc. El oro no se usa, ya que es muy caro, aun cuando tiene alta densidad. El plomo es de los más usados, y generalmente se usa en lugares donde hay requerimientos, por ejemplo, de espacio, en barcos y submarinos o como contenedor. El blindaje usado en las centrales nucleares generalmente es el concreto, aun cuando no tiene gran densidad. Pero para corregir esta desventaja se usa con un espesor suficiente para asegurar que pase la radiación lo menos posible. 3.2.3.4 Blindaje de neutrones. Este tipo de blindaje se usa principalmente en los reactores nucleares, donde existen gran cantidad de neutrones cuando el reactor está en operación. 40 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. CAPÍTULO IV. REGLAS DE UTILIDAD PARA EL MANEJO DE MATERIAL RADIACTIVO. 41 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. Siempre que se va a trabajar con material radiactivo y durante el desarrollo de tales labores, se deben tener presentes las reglas de utilidad para el manejo adecuado de dichos materiales. 4.1 MANIPULADORES PARA FUENTES DE RADIACIÓN. Para el manejo de los diferentes tipos de fuentes de radiación, es necesario emplear equipo especial para prever una protección adecuada contra los daños involucrados por la radiación ionizante. Los objetivos principales de estos equipos especiales son: a) Reducir la exposición externa de la radiación; b) Prevenir una contaminación; c) Prevenir la ingestión de material radiactivo. Las fuentes de radiación usadas en un laboratorio pueden clasificarse como fuentes abiertas o fuentes selladas. Las fuentes abiertas son utilizadas principalmente por los laboratorios de: a) b) c) d) Química nuclear; Medicina nuclear; Dilución, y de… Aplicaciones industriales. Las fuentes selladas se usan en los laboratorios de: a) b) c) d) Educación; Medicina (radioterapia); Radioquímica (con fuentes calibradas), y Aplicaciones industriales. En la mayor parte de los laboratorios que utilizan fuentes radiactivas se requiere de un cierto tipo de manipuladores e instrumentos para el manejo de las fuentes. Los instrumentos más usados son los siguientes: guantes, papel absorbente, charolas, pipetas, pisetas, trapos desechables, pinzas (cortas y para control remoto), cajas de guantes, etc. 42 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. Los guantes son de suma importancia en el manejo de material radiactivo, puesto que con ellos se evita la contaminación de las manos. Las charolas juegan un papel muy importante, ya que en ellas se deben hacer todo tipo de preparaciones con el material radiactivo, pues si hay un derramamiento del material radiactivo, únicamente se contaminaría la superficie de la charola y no la mesa del laboratorio. Las pipetas se utilizan para extraer líquidos y hacer diluciones, para preparar muestras radiactivas en plancheta o en cajas de Petri. Existen diferentes tipos de pipetas, como son las micro pipetas, pipetas de globo, pipetas graduadas y pipetas no graduadas. Las pisetas se utilizan para enjuagar superficies o para hacer diluciones. Los trapos desechables se usan para limpiar superficies que puedan estar contaminadas. Las pinzas se usan para manipular el material radiactivo a una cierta distancia de las manos o del cuerpo del manipulador, con el fin de reducir la dosis. Las pinzas se pueden clasificar en cortas y de control remoto. Las pinzas cortas se usan para el manejo de fuentes de baja actividad (uCi). Las pinzas de control remoto se usan para manejar fuentes en donde la actividad involucrada es del orden de los mCi. Las pinzas chicas son para manejar fuentes de baja actividad y para que no exista contaminación de manos y guantes. Las cajas de guantes se usan para: preparar muestras; hacer disoluciones; guardar material radiactivo. Es importante que en un laboratorio se cuente con cinta adhesiva para sellar muestras y evitar una contaminación. 4.2 CONTENEDORES PARA MATERIAL RADIACTIVO. La característica principal de los contenedores para materiales radiactivos es que ellos deben poseer un espesor de blindaje que permita reducir la radiación externa a niveles aceptables, y que puedan ser manejados, almacenados y transportados en forma segura. 43 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. Para fuentes radiactivas emisoras de radiación beta, el blindaje de los contenedores se hará de un material como el aluminio o la lucita, que tengan un espesor suficiente para absorber la radiación gamma que se produce cuando las betas chocan con el aluminio o la lucita. Para emisores de radiación alfa, el blindaje necesario puede proveerse con una capa delgada de un material denso. Para emisores de radiación gamma, el contenedor debe incluir el espesor suficiente de un material de alta densidad, para reducir la radiación gamma a niveles bajos. Se pueden considerar dos aspectos: 1) El contenedor se puede diseñar para que tenga un manejo continuo por el personal durante las horas de trabajo. 2) Por otro lado, una estimación conservativa se puede hacer al tomar el promedio del tiempo, para el cual una persona pueda manejar y permanecer cerca del contenedor sin sufrir daño por exposición; en tales casos el blindaje del contenedor será menor que en el caso (1). El plomo, fierro o concreto se pueden usar como material de blindaje. Cuando se usa el plomo deberá cubrirse con algún otro material para protegerlo en caso de fuego, y que el plomo no se funda y conserve sus propiedades de blindaje. Es también recomendable que las superficies externas e internas de los contenedores sean pulidas y pintadas con el fin de poderlos limpiar de una posible contaminación. Otra posible precaución es que los contenedores en su transporte tengan asas largas o que estén provistas de ruedas, para reducir la exposición al personal que los transporta. 4.3 FUENTES DE NEUTRONES. Las fuentes de neutrones rápidos deberán ser cubiertas con un moderador que las absorba, tal como la parafina, la cual deberá estar en un recipiente que la proteja del calor. Los neutrones térmicos salen de este blindaje primario, los cuales se podrán absorber en un material adecuado como el cambio. Un espesor adicional de plomo, deberá agregarse finalmente para prevenir la radiación que surge de estos materiales debido a que interactúa con los neutrones. 44 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. 4.4 OBSERVACIONES DE UTILIDAD PARA EL TRABAJO CON MATERIAL RADIACTIVO. 1.- El cuerpo humano puede aceptar bajas dosis continuas de radiación, sin ver afectado el funcionamiento normal de su organismo. 2.- Si permanecemos en determinada área de radiación estamos exponiéndonos a cierta dosis. 3.- Si quiere mantener baja la exposición a la radiación, debe estar lo más alejado posible de la fuente radiactiva. 4.- Si no puede alejarse de la fuente, entonces para sufrir menos exposición se necesita estar el menor tiempo posible en esa área. 5.- El blindaje es la protección del personal colocando barreras, entre la fuente y la persona. 6.- La dosis nos indica la cantidad de energía absorbida o depositada por la radiación por gramo de materia. 7.- Las regiones más resistentes a la radiación son las extremidades y la piel. 8.- Una persona adulta es más resistente que una joven. 9.- La radiación producida por una fuente radiactiva localizada fuera del cuerpo se conoce como radiación externa. 10.- La exposición debida a materiales que se introducen al cuerpo, se le conoce como irradiación o contaminación. 11.- Nunca penetre en lugares donde haya gases radiactivos libres, sin protección adecuada. 12.- Nunca ingiera materiales radiactivos. 13.- Use siempre los dosímetros de película, de bolsillo y TL al trabajador con material radiactivo. 45 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. 14.- Si se contamina, comuníquelo al personal de protección radiológica. 15.- Al entrar a un área restringida para evitar una posible ingestión de material radiactivo no coma, no beba, ni fume dentro del área. 16.- Antes de entrar a un área restringida proteja cualquier herida en la piel. 17.- Al entrar a un área restringida considere cuál es el trabajo y equipo de protección requeridos. 18.- Al entrar a un área restringida asegúrese de que porta sus dosímetros personales. 19.- Nunca entre a un área de radiación sin conocer la rapidez de exposición. Esta rapidez de exposición la debe medir un técnico de protección radiológica. 20.- La mínima ropa de protección incluye: fundas para zapatos, una bata de laboratorio y guantes. 21.- Ya en general, la ropa de protección incluye: botas, fundas para zapatos, guantes, batas, overoles, capucha de cirujano tipo filtro, etc. 22.- Cada individuo que realiza un trabajo con radiación es responsable de observar que reciba todos los beneficios del sistema de protección. 23.- Si se llega a contaminar externamente, lave la zona afectada con agua y jabón. 24.- No se irrite la piel al lavarse, para no contaminar internamente. 25.- Si se tiene el caso de que se presente una herida en un área contaminada, detener el trabajo y abandonar inmediatamente el área, avisando al responsable de seguridad radiológica. 26.- Antes de salir de un área contaminada, seguir los procedimientos para despojarse de la ropa de protección. 27.- El personal debe adiestrarse, mediante simulacros, para asegurar el mejor control de los riesgos. 46 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. 28.- El personal de protección radiológica está obligado a informarle de las condiciones de trabajo. 29.- Usted mismo es el responsable de su seguridad. 4.5 TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO. 4.5.1 Introducción. Con el fin de que el transporte de material radiactivo se lleve a cabo bajo condiciones aceptables de seguridad, se han establecido normas que prevén un nivel aceptable de control de los riesgos por radiación. Para ello se tienen criterios y procedimientos aplicables al embalaje, transporte, almacenaje y señalamientos. También se aplicarán todas aquellas normas a las cuales se sujetan los materiales por poseer características riesgosas, tales como el de ser tóxicas, explosivas, inflamables, corrosivas, etc., de manera que se satisfagan las regulaciones para mercancías peligrosas ya establecidas. El término TRANSPORTE, tal y como se usa, comprende todas las actividades que se realizan con este objeto, tales como el transporte en sí, la carga y descarga, el almacenaje durante el transcurso de éste, ya sea en condiciones normales y bajo condiciones de accidente. 4.5.2 Traslado y transporte. El transporte o traslado de material radiactivo debe hacerse en tal forma que se prevengan y limiten los riesgos de irradiación y/o contaminación de las personas, bienes y medio ambiente. El traslado de materiales radiactivos se realizará eligiendo las rutas adecuadas, de tal forma que se minimicen los riesgos de exposición y/o contaminación del personal que permanezca o circule en las áreas del trayecto de acuerdo con el criterio ALARA. Si se van a mor elementos fisionables, se requerirá de un estudio previo de criticidad para evitar la posibilidad de que se produzca una reacción en cadena. El vehículo utilizado deberá mostrar en lugares visibles a los costados y en la parte trasera etiquetas o letreros para indicar la presencia de material radiactivo. 47 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. No se permitirá el traslado o transporte de material radiactivo en automóviles particulares, los vehículos que transporten material radiactivo deberán circular preferentemente durante el día. En los vehículos que transportan material radiactivo por carretera sólo podrán viajar el conductor y al menos un técnico de Seguridad Radiológica. En los compartimentos ocupados por pasajeros no se transportará ningún bulto radiactivo. Cuando el ININ transporte material radiactivo en sus propios vehículos a distancias mayores de 130 Km, la expedición deberá ir acompañada de personal de Seguridad Radiológica. En transporte foráneo de material radiactivo, a 300 Km o más de la instalación el responsable de la expedición deberá reportarse al término de la jornada diaria y en ningún momento se deberá trasladar material radiactivo sin el conocimiento y autorización del encargado de Seguridad Radiológica de la instalación y del Supervisor de Seguridad Radiológica del área. Cuando se trate de cargas completas de bultos, la intensidad de radiación no excederá de 1000 mR/h* para radiación gamma o su equivalente en el caso de fuentes de neutrones en cualquier punto de la superficie del bulto, debiendo además cumplir con las siguientes consideraciones: a) El compartimiento de carga estará aislado de tal manera que impida el acceso de personas no autorizadas al interior. b) Se hará lo necesario para asegurar bien los bultos, de modo que su posición permanezca inalterada durante el transporte normal. c) No se efectuarán operaciones intermedias de carga o descarga entro los puntos de origen y destino del transporte. La intensidad de radiación no excederá de 200 mR/h1 para radiación gamma, o su equivalente en el caso de fuentes de neutrones en cualquier punto de la superficie externa del vehículo de carretera. Si se trata de un vehículo de carretera abierto se tomará en cualquier punto situado en los planos verticales proyectados desde los bornes exteriores del vehículo, en la superficie superior de la carga o en la superficie inferior externa del vehículo. 1 Datos tomados del reglamento de Seguridad Radiológica del Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares.- Revisión I (Junio de 1984) 48 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. La intensidad de la radiación no excederá 10 mR/h2 para radiación gamma, o su equivalente en el caso de fuentes de neutrones en cualquier punto situado a dos metros de distancia de los planos verticales presentados por las superficies laterales externas del vehículo abierto, en cualquier punto situado a dos metros de los planos verticales proyectadoras de dispositivos de vigilancia radiológica. En todos los casos, la intensidad de radiación deberá ser verificada por el técnico de Seguridad Radiológica asignado, el cual de acuerdo a dicha operación autorizará, en su caso, el envío. Transporte por ferrocarril, mar o aéreo. Para el transporte por ferrocarril, buque o avión, se seguirán los lineamientos indicados por el Organismo Regulador. Embalaje. Todos los materiales radiactivos se embalarán de manera que se minimice el riesgo de derrame o escape; para ello se utilizarán recipientes herméticos y/o con una cerradura de seguridad. Cuando sea necesario, el recipiente se rodeará de una capa protectora adecuada a fin de impedir que la intensidad de la radiación hacia el exterior exceda los límites establecidos. En el diseño y construcción del embalaje se presentará especial atención a los siguientes factores generales: a) Posibilidad de fugas, por impactos o por acción del agua; b) Corrosión del recipiente y de las cerraduras por el contenido; c) Efectos de las variaciones de la temperatura y presión; d) Necesidad de descontaminar la superficie del recipiente; e) Posibilidad del cambio de posición del contenedor con respecto a la envoltura durante el transporte; f) Posibilidad de destrucción del etiquetado o marca del embalaje por fuego o agua. 2 Datos tomados del reglamento de Seguridad Radiológica del Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares.- Revisión I (Junio de 1984) 49 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. Los tipos de embalaje son los siguientes: 1) Embalaje tipo A: es aquel capaz de soportar condiciones normales de transporte. 2) Embalaje tipo B: es aquel capaz de soportar los efectos dañinos de un incidente de transporte. El diseño de los embalajes deberá ser aprobado por la Gerencia de Seguridad Radiológica. Cuando se trate de material radiactivo líquido deberá cumplirse, además, las siguientes prescripciones: a) En los embalajes tipo A y B, el material radiactivo se colocará en un recipiente que a su vez será colocado dentro de otro. Ambos recipientes deberán ser herméticos. En el recipiente interior se dejará un espacio suficiente para que no se produzca un aumento excesivo de presión. b) En los embalajes del tipo A, el recipiente interior estará rodeado de una cantidad de material absorbente suficiente para absorber todo el contenido, en caso de derrame. Dicho material deberá ser de tal naturaleza que su integridad no pueda verse afectada por reacciones químicas con el contenido del recipiente. c) En los embalajes tipo B se seguirán las especificaciones dadas para los del tipo A, salvo que cuando el recipiente interior sea de un material que no pueda romperse con facilidad, no será necesario rodearlo de material absorbente. La dimensión mínima externa del bulto, no será inferior de 10cm. Los embalajes de los bultos pesados se diseñarán de manera que puedan ser adecuadamente sujetados al vehículo en que vayan a transportarse, debiendo además estar dotados de ganchos, patines u otros dispositivos que permitan distribuir la carga y faciliten su manipulación. Un bulto que contenga materiales radiactivos no deberá encerrar ningún otro producto. 50 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. Etiquetado y marcado. Todo bulto o contenedor, habrá de llevar como mínimo dos etiquetas que se ajustarán; con arreglo a la categoría a que pertenezcan, las cuales se fijarán en lados opuestos de la pared exterior del bulto. En un contenedor rectangular las etiquetas se fijarán en el exterior de las cuatro caras laterales. Cada etiqueta deberá tener como mínimo la siguiente información: contenido, actividad e índice de transporte. Cuando se trate de cargas completas, se marcarán también, en cada una de las etiquetas fijadas sobre el bulto contenedor las palabras: “CARGA COMPLETA”. Todo bulto cuyo peso exceda de 50Kg llevará marcado su peso de manera clara y duradera en su exterior. Los bultos que contengan materiales radiactivos que posean además de radiactividad otras características peligrosas, llevarán también etiquetas en las que se indiquen esas características de la manera que exijan los reglamentos de transporte. Todo bulto embalado con arreglo a un tipo de embalaje A o B llevará en su exterior de manera clara y duradera, la inscripción: TIPO A o TIPO B, según corresponda. Contaminación durante el transporte. Cuando se sospeche o se advierta que en un bulto de material radiactivo se hayan producido escapes y no esté presente un técnico de Seguridad Radiológica, el conductor deberá controlar el acceso al vehículo y llamará inmediatamente a la Gerencia de Seguridad Radiológica para que se tomen las medidas adecuadas. Mientras tanto el conductor permanecerá en las inmediaciones del vehículo, para su vigilancia. Cada bulto, antes de su expedición, así como el vehículo mismo deberán ser inspeccionados visualmente por un técnico asignado de Seguridad Radiológica, antes de autorizar su salida. Los medios de transporte y el equipo habitualmente usados para el transporte de material radiactivo, estarán sujetos a inspecciones periódicas a fin de determinar el grado de contaminación, de tal manera que los límites indicados por las regulaciones no sean excedidos. 51 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. Emergencia interna. Es un incidente que ocurre dentro de las instalaciones del ININ, y de acuerdo a su gravedad se clasifica en TIPO A y TIPO B. La emergencia TIPO A es aquella que representa riesgo de sobredosis a personas, superiores a las correspondientes a operaciones planeadas y/o representa riesgo de contaminación de bienes y medio ambiente que impliquen dosis prefijadas mayores a los límites establecidos. La emergencia TIPO B es aquella en que no se rebasan los límites establecidos para el TIPO A, pero se rebasa el límite anual de la dosis equivalente para efectos estocásticos anual y/o se rebasan las concentraciones derivadas en aire y/o los niveles aceptables de contaminación superficial. En el caso específico de un accidente al vehículo que transporta material radiactivo dentro de las instalaciones del ININ, seguir los siguientes pasos: a) Tratar de catalogar las condiciones físicas de todos los ocupantes del vehículo y si hay personas heridas situarlas con cuidado a una distancia razonable del vehículo mientras se verifica la situación en que se encuentra el material radiactivo transportado; b) Comprobar visualmente que el material radiactivo no se ha salido de su contenedor o embalaje y en caso de que así sea, acordonar el área que circunda al vehículo accidentado hasta que se pueda monitorear adecuadamente la zona afectada; c) Reportar inmediatamente el accidente al Supervisor de Seguridad Radiológica del área y si hay personas heridas llamar a la ambulancia para que acudan a recogerlas a la mayor brevedad; d) Regresar a la zona del accidente y su se cuenta con un monitor tratar de monitorear el área mientras llegan los técnicos de seguridad radiológica; e) Una vez que lleguen los técnicos de seguridad radiológica, seguir las instrucciones que den y monitorearse manos, pies y ropa para ver si no hay contaminación; 52 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. f) Hacer un reporte del incidente sin omitir detalles y presentarlo a seguridad radiológica. Emergencia externa. Es un incidente que pudiera representar responsabilidad para el ININ, al afectar personas, bienes o medio ambiente fuera de sus instalaciones. No se puede planear con anticipación y detalle la acción que debe tomarse en caso de una emergencia, sino que solo se proporcionan por escrito las guías generales sobre la acción en tal caso. Si se presenta un accidente a un vehículo en tránsito fuera del ININ y con material radiactivo a bordo, se pueden presentar dos casos: 1) Que el accidente tenga lugar en la carretera, fuera de cualquier población en el itinerario del vehículo, para lo cual se deben efectuar los siguientes pasos: a) Verificar que no haya personas heridas y si las hay tratar de alejarlas lo más posible de la zona que pudiera representar algún riesgo de irradiación o contaminación; b) Revisar visualmente que el material radiactivo siga en su contenedor o embalaje original y si no es así, tratar de acordonar el área de riesgo. c) Pedir ayuda a alguna persona que transite por el lugar, para que avise tanto al ININ, a la ambulancia y a la policía de caminos; d) No abandonar el lugar del accidente hasta que llegue personal de seguridad radiológica, que se encargará de clasificar la situación de emergencia; e) Seguir al pie de la letra las instrucciones que den los técnicos de seguridad radiológica y antes de abandonar la zona, verificar la contaminación del cuerpo y de la ropa; f) Hacer un reporte de todos los eventos y presentarlos a la Gerencia de Seguridad Radiológica. 53 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. 2) Que el accidente tenga lugar en alguna población del itinerario del vehículo en tránsito, en cuyo caso se seguirán los siguientes pasos: a) Verificar si hay o no hay personas heridas y si las hay apartarlas lo más posible del área de riesgo, hasta que venga la ambulancia; b) Acordonar el área de riesgo, previniendo el tráfico a través de la zona del accidente y evacuar personas que no se necesiten; c) Avisar al ININ para pedir personal de seguridad radiológica que acuda al lugar del accidente; d) Pedir ayuda a tránsito local para que auxilie en el control vehicular y de peatones por el lugar; e) No abandonar el área acordonada hasta que llegue personal de seguridad radiológica; f) Una vez que haya acudido alguna persona de seguridad radiológica, seguir todas las recomendaciones dadas por esta persona y auxiliarla en todo lo posible; g) Monitorearse las manos, pies y ropa para verificar que no hay contaminación; h) Una vez concluidos los procedimientos de seguridad, hacer un reporte sin omitir detalle de todo lo sucedido en el incidente, las consecuencias y las acciones ejecutadas. Estos datos se usan para determinar daños en material y personas, así como para analizar las causas del accidente con el propósito de evitar accidentes similares en el futuro. 54 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. CONCLUSIONES. Los efectos de la radiación ionizante en el cuerpo pueden llegar a ser desde fatales a no causar daño permanente en el cuerpo, esto depende del tiempo de exposición, distancia y blindaje. Dependiendo de la fuente de radiación se pueden utilizar distintos materiales para contener las emisiones radiactivas de los elementos ionizantes y así poder evitar ser irradiados. Debido al incremento en la utilización de elementos radiactivos ya sea en la industria o en la medicina es necesario mantenerse bien informados sobre la protección radiológica que debemos tener. En la medicina tiene diversas aplicaciones como lo son las radiografías, tratamientos para el cáncer, entre otros, en los cuales se debe tener cuidado de no sobrepasar la dosis recomendada en cada paciente. Cabe señalar que la radiación ionizante no es posible verla para los seres humanos y por tal motivo se utilizan instrumentos y equipo que ayuda a la detección de éste mismo, así como también existen aparatos que permiten saber el tiempo de exposición y cantidad de dosis recibida. Su utilización en las plantas nucleoeléctricas es de gran utilidad para el aporte de energía eléctrica a la población sin la necesidad de quemar combustible fósil. Se debe tomar en cuenta que para la construcción y ubicación de una planta de éste tipo se realizan estudios e investigaciones rigurosas y exhaustivas a fin de evitar cualquier percance y/o accidente antes, durante y después de la puesta en marcha; así como también se aplican planes de evacuación en las zonas cercanas. Es necesario incursionar en educar a la población en general para que desaparezca el “miedo” a la radiación ionizante, causado por la mala información que proporcionan los medios, dando mejor y más información al respecto, tanto de los beneficios como de las consecuencias en su mal manejo, así como también en los procedimientos y criterios a tomar en cuenta para una mayor seguridad radiológica. 55 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. ANEXOS. EQUIVALENCIA ENTRE EL rad Y EL rem PARA DIFERENTES TIPOS DE RADIACIÓN. Rayos-X y Ratis gamma 1 rad= 1 rem Protones 1 rad= 10 rem 1 rad= 20 rem Partículas Alfa El rad mide la energía depositada; el rem toma en cuenta, además, la efectividad biológica del tipo de radiación. 56 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. ESCALA DE DOSIS Valore s inferio res a un rad se consid eran como dosis bajas. Dosis de ciento s de rads se consid eran altas. 57 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. PRINCIPALES FUENTES DE RADIACIÓN. Se indican los porcentajes con que cada fuente contribuye a la dosis total promedio en el medio actual. 58 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. ALGUNOS EJEMPLOS DE ENFERMEDADES GENÉTICAS. Clasificación GÉNICAS Nombre Osteogénesis imperfecta Síndrome de marían Característica principal Fracturas múltiples Dominante Acondroplasia Alteraciones cardiovasculares Enanismo Recesiva Albinismo Hemofilia Despigmentación Coagulación deficiente Corea de Huntington Atrofia muscular Diabetes Exceso de azúcar en la sangre Ausencias mentales Desarrollo incompleto del labio Multifactorial Epilepsia Labio leporino Autosómico Síndrome de Down Retraso mental Sexual Síndrome de Turner Desarrollo sexual incompleto CROMAASÓMICAS 59 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. BIBLIOGRAFÍA. 1. “Partículas Subatómicas”, Steve Weinberg, Editorial Losada, 1985. 2. “Apuntes de Elementos de Física Nuclear”, Ing. Manuel Echeverría, CCHEN, 1995. 3. “Energía Nuclear”, Erik Herrera, Juan Galvez, Lila Trujillo, CCHEN, 1984. 4. “El Cuaderno de La Energía”, García Alonso, Forum Atómico Español, 1989. 5. “Vigilancia y Control de Los Residuos Radiactivos”, Consejo de Seguridad Nuclear de España, 1993. 6. “Protección Radiológica”, Consejo de Seguridad Nuclear de España, 1992. 7. “Utilización de la Energía Nuclear Para la Producción de Energía Eléctrica”, Consejo de Seguridad Nuclear de España, 1992. 8. “Estilos de Desarrollo, Energía y Medio Ambiente”, CEPAL. 9. “Problemas Ambientales de la Energía Nuclear”, José Ródenas Diago. 10. “Energía Nuclear: No es un monstruo ni pasa fuerte”, Pablo Tapia Correa. 11. “Manual de Seguridad Energética”, Jan Tomas, Claire Greensfelder y Wendy Oser. 12. “Introducción a la Ingeniería, Ingeniería, Sociedad y Medio Ambiente”, Jacinto Viqueira Landa. Noriega Editores. 1994. 13. “Energía Atómica: Presente y Futuro”, Maxwell Leigh Eidinoff. Librería Hachette S.A. 14. “Las ciencias de la Energía”, J.G. Crowther. 15. “La Radiación al Servicio de la Vida”, María Ester, Rodolfo Díaz, Patricia Ostrosky, La Ciencia/99 para todos, 1991. 60 SEGURIDAD RADIOLÓGICA. 16. www.world-nuclear.org/info/inf17.htm 17. www.iaea.org/programmes/a2/index.html 18. www.foronuclear.org 19. http://bibliotecadigital.ilce.edu.mx/sites/ciencia/volumen2/ciencia3/094/htm/s ec_9.htm 20. http://www.oni.escuelas.edu.ar/2002/buenos_aires/radiacion/tipos.htm 61