manual de radioprotección - SCAI

SERVICIOS DE
MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN
INVESTIGACIÓN
RADIOISÓTOPOS
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MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN
ESTE MANUAL INCLUYE LAS NORMAS BÁSICAS DE TRABAJO
EN LA INSTALACIÓN RADIACTIVA DE LA
UNIVERSIDAD DE MALAGA
José Acosta Mira
Sergio Cañete Hidalgo
Laboratorio de Radioisótopos
SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN.
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PREFACIO
Este manual, realizado para facilitar el trabajo de los usuarios de la Instalación
Radiactiva de la Universidad de Málaga, incluye conceptos generales de radioprotección y
las normas básicas del laboratorio de radioisótopos de la Instalación Radiactiva de la
Universidad de Málaga.
AGRADECIMIENTO
Algunas de las ilustraciones presentes en el texto proceden de páginas web de
organismos oficiales lo que se indica en la referencia a pie de la ilustración.
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ÍNDICE
INTRODUCCIÓN .................................................................................................. 6
PARTE 1. CONCEPTOS BÁSICOS SOBRE RADIACTIVIDAD. ................... 10
I.1.- RADIACIONES IONIZANTES. ................................................................. 10
I.2.- LAS SUSTANCIAS RADIACTIVAS. RADIACIONES NUCLEARES...... 12
I.2.1.- ESTRUCTURA DE LA MATERIA......................................................... 12
I.2.2.- ISÓTOPOS, ISÓTONOS, ISÓBAROS e ISÓMEROS. ............................ 13
I.3.- DESINTEGRACIONES RADIACTIVAS. .................................................. 14
I.1.3.- DESINTEGRACIÓN α: .......................................................................... 15
I.3.2.-DESINTEGRACIÓN BETA. .................................................................... 17
I.3.2.1.- Desintegración β-....................................................................... 17
I.3.2.2.-Desintegración β+ ...................................................................... 19
I.3.2.3.-Captura Electrónica. .................................................................... 20
I.3.3.-RADIACIÓN γ: ....................................................................................... 21
I.3.4.- RAYOS X:............................................................................................... 22
I.3.5.- RADIACIÓN DE NEUTRONES:............................................................ 22
I.4.- MAGNITUDES Y UNIDADES RADIOLÓGICAS..................................... 23
I.4.1.-ACTIVIDAD. ........................................................................................... 23
I.4.2.-EXPOSICIÓN........................................................................................... 25
I.4.3.-DOSIS ABSORBIDA. .............................................................................. 25
I.4.4.-DOSIS EQUIVALENTE. ......................................................................... 25
I.5.-EFECTOS BIOLÓGICOS DE LA RADIACIÓN IONIZANTE. ................... 28
I.6.-DETECCIÓN DE LA RADIACTIVIDAD.................................................... 30
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PARTE 2. RADIOPROTECCIÓN...................................................................... 32
II.1.-INTRODUCCIÓN....................................................................................... 32
II.2.-BASES DE LA PROTECCIÓN................................................................... 33
II.3.-IRRADIACIÓN Y CONTAMINACIÓN. .................................................... 34
II.4.-PROTECCIÓN FRENTE A LAS RADIACIONES. .................................... 34
II.5.-DOSIMETRÍA ............................................................................................ 36
II.5.1.- CONTROL DOSIMÉTRICO DEL AMBIENTE. DOSIMETRÍA DE ÁREA.
........................................................................................................................... 36
II.5.2.- DOSIMETRÍA PERSONAL................................................................... 36
II.5.3.- LÍMITES DE DOSIS.............................................................................. 36
II.5.4.- PROTECCIÓN ESPECIAL DURANTE EL EMBARAZO Y LA
LACTANCIA..................................................................................................... 38
II.6.- CLASIFICACIÓN Y DELIMITACIÓN DE ZONAS. ................................ 39
PARTE 3.- NORMAS DE TRABAJO EN EL LABORATORIO DE
RADIOISÓTOPOS................................................................................................... 41
III.1.- INTRODUCCIÓN. ................................................................................... 41
III.2.- USUARIOS DE LA INSTALACIÓN........................................................ 42
III.3.- COMPRAS DE MATERIAL RADIACTIVO............................................ 42
III.4.- HORARIOS DE TRABAJO...................................................................... 43
III.5.- NORMAS GENERALES DE TRABAJO.................................................. 43
III.5.1.- RIESGO BIOLÓGICO.......................................................................... 46
III.5.2.- CONTROL DE LA CONTAMINACIÓN.............................................. 46
III.6.- MONITORES DE CONTAMINACIÓN Y RADIACIÓN: ........................ 47
III.6.1.- MANEJO DE LOS MINIMONITORES:............................................... 47
III.6.2.- ENSAYO DE FROTIS PARA DETECTAR TRITIO (H-3)................... 48
III.7.- TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO. .................................... 49
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III.8.- DOSIMETRÍA. ......................................................................................... 49
III.9.- USO DE EQUIPOS DEL LABORATORIO.............................................. 50
III.9.1.- CONTADORES DE CENTELLEO....................................................... 50
III.9.2.- MUESTRAS DE FRÍO O CONGELADAS........................................... 51
III.9.3.-HORNOS DE HIBRIDACIÓN............................................................... 51
III.9.4.-SECADOR DE GELES.......................................................................... 52
III.10.- INCIDENTES CON MATERIAL RADIACTIVO. ................................. 52
III.10.1.- INCIDENTES Y PROTOCOLOS DE ACTUACIÓN.......................... 52
III.10.2.- DESCONTAMINACIÓN.................................................................... 53
III.11.- GESTIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS. ................................. 53
III.11.1.1.- Residuos de P-32.................................................................... 54
III.11.1.2.- Residuos de vida media corta. ................................................ 55
III.11.1.3.- Residuos con isótopos de vida media o larga (H-3, C-14, S-35).55
III.11.1.4.- Residuos de Cs-137 o similares (emisores gamma)................. 56
ANEXO I.- LEGISLACIÓN APLICABLE. ........................................................ 58
ANEXO II.- GLOSARIO .................................................................................. 600
ANEXO III.- FICHAS TÉCNICAS DE ISÓTOPO………………………….......70
ENLACES DE INTERÉS ................................................................................... 79
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INTRODUCCIÓN
El descubrimiento de la radiactividad es relativamente reciente. En noviembre de
1895 Röentgen, mientras experimentaba con rayos catódicos,
descubre los rayos X,
radiaciones que presentan una serie de propiedades desconocidas hasta ese momento. Se
trata de ondas electromagnéticas originadas por el choque de electrones con un
determinado material, en el interior de un tubo de vacío. Este descubrimiento le reportó el
Nobel de Física en 1901.
Henri Becquerel en febrero de 1896, interesado en el descubrimiento de Röentgen,
intenta averiguar si algunos materiales expuestos a la radiación solar son capaces de emitir
rayos X. La ausencia de sol el día del experimento hace que Becquerel guarde el material a
ensayar, un mineral de uranio,
en un cajón junto con unas placas fotográficas
debidamente protegidas de la luz. Al día siguiente, las placas fotográficas estaban veladas
como si hubiesen estado expuestas a radiación similar a los rayos X. Dicha radiación
provenía del mineral.
En este campo comienza a investigar el matrimonio Curie, los grandes
protagonistas en estos inicios en el campo de la radiactividad. Así, el matrimonio Curie,
hacia el año 1898, descubre nuevas sustancias con la misma propiedad y consiguen aislar
nuevos elementos radiactivos a los que bautizaron con los nombres de Radio, nombre del
que se deriva el de radiactividad, y Polonio, en honor a Polonia patria de Marie Curie. El
matrimonio Curie recibió en 1903 junto a Becquerel el Nobel de Física por sus
aportaciones al conocimiento de las radiaciones del Uranio.
Posteriormente, se le
concedió, en 1911, a Marie Curie el premio Nobel de Química por su descubrimiento
sobre los nuevos elementos radiactivos que marcan el comienzo de un nuevo campo para
la ciencia: la radiactividad y la energía atómica.
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La evolución de la energía atómica es impulsada por los sucesivos descubrimientos
entre los que cabría destacar:
•
La teoría de la relatividad de Albert Einstein (1905).
•
Los trabajos de Ernest Rutherford (1911), quien por una parte consigue distinguir
los tres tipos de radiaciones existentes, alfa, beta y gamma, y por otra parte
propuso también un modelo atómico. En este modelo el átomo está formado por un
núcleo con carga positiva donde se encuentra prácticamente toda la masa del
átomo y en torno a éste, como un pequeño sistema planetario, se encuentran los
electrones con carga negativa y masa prácticamente inapreciable.
•
El descubrimiento en 1934 de la radiactividad artificial por Irene y Federico-Curie
a los que se otorga el premio Nobel en 1935.
•
Fisión nuclear por Otto Hahn (1939).
•
La construcción y puesta en marcha del primer reactor nuclear en 1942,
denominado “Chicago I”, realizada por Enrico Fermi
A partir de esta fecha los usos y aplicaciones de la radiactividad han sido numerosas,
pero también se hizo evidente que el uso de la radiactividad representa un riesgo. Existe el
riesgo derivado del mal uso de este fenómeno ya puesto de manifiesto por Pierre Curie en
1903 a la recogida del Premio Nobel donde dijo: “No es difícil concebir que en manos
criminales el radio pueda ser muy peligroso”. También se preguntó “sobre la utilidad del
conocimiento sobre los secretos de la Naturaleza” para al final decir “Yo pienso que los
nuevos descubrimientos acarrearán más beneficios que daños a la Humanidad”. Por otra
parte existe un riesgo de daño biológico por el uso de la radiación ionizante, puesto de
manifiesto por la aparición de cánceres y leucemias en los primeros investigadores que
trabajaron con material radiactivo, en médicos usuarios de rayos X y por los efectos a
largo plazo de las primeras explosiones atómicas.
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Actualmente las radiaciones ionizantes son utilizados en numerosos campos
científicos e industriales, tantos que una relación detallada sería muy extensa.
Específicamente las áreas de la medicina y la investigación biomédica encuentran en las
radiaciones ionizantes una de las herramientas más versátiles y útiles. Los niveles de
radiactividad que se usan en los trabajos de investigación son evidentemente limitados
pero, al igual que ocurre con otras herramientas utilizadas en investigación, las
radiaciones ionizantes son potencialmente peligrosas. Por esto se han desarrollado una
serie de organizaciones de carácter mundial, europeo y nacional (AIEA, ICRU, ICRP,
EURATOM, CSN, ...) que establecen normas y legislación, reglas de protección que
gobiernan todos los usos de las radiaciones ionizantes y tienen como propósito asegurar
que éstos se lleven a cabo con las máximas garantías de seguridad y protección, tanto para
el personal como para bienes materiales y el medioambiente. Es fundamental realizar un
estricto seguimiento, siempre dentro del ámbito legal establecido, de estas normas y
procedimientos de protección.
El presente Manual tiene como propósito el proporcionar la información básica
necesaria en los aspectos de seguridad y radioprotección para trabajar con radiaciones
ionizantes en una instalación radiactiva como la de la Universidad de Málaga. En primer
lugar se hace una breve revisión teórica sobre la radiactividad, a continuación se describen
los conceptos básicos de radioprotección de acuerdo con las reglas y procedimientos
establecidos por las organizaciones ya mencionados. En la parte 3 se adjuntan las normas
básicas de trabajo en el laboratorio de Radioisótopos que pertenece a la Instalación
Radiactiva de la Universidad de Málaga. Estas normas recogen las conceptos básicos
expuestos previamente sobre la radiactividad y los niveles máximos admisibles de
exposición y deben ser observados rigurosamente por todos los usuarios, investigadores,
estudiantes y trabajadores profesionalmente expuestos, que trabajen en las citadas
instalaciones de la Universidad de Málaga.
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La Universidad de Málaga cuenta con supervisores, profesionales en el ámbito de
la protección radiológica, que entre otros tienen como objetivo la dirección y vigilancia de
todos los aspectos relacionados con la protección radiológica en la instalación radiactiva
de la Universidad de Málaga.
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PARTE 1. CONCEPTOS BÁSICOS SOBRE RADIACTIVIDAD
Llamamos radiación a la energía que se propaga a través del espacio. Dentro de
este concepto se incluyen, entre otros, a las radiaciones no ionizantes, como la luz visible
o infrarroja, o las ondas de radio, y a las radiaciones ionizantes.
I.1.- RADIACIONES IONIZANTES
Se define una radiación como ionizante cuando al interaccionar con la materia
tiene suficiente energía para producir la ionización de la misma, es decir, origina partículas
con carga eléctrica (iones). El origen de estas radiaciones es siempre atómico, se producen
tanto en el núcleo del átomo como en los orbitales y pueden ser de naturaleza corpuscular
(partículas subatómicas que se mueven a altas velocidades) o electromagnética, rayos X,
rayos gamma (γ), caracterizada por tener una energía fotónica muy elevada.
Clases de radiaciones.
Las principales clases de radiaciones ionizantes son:
•
La emisión de partículas nucleares alfa, beta y neutrones
•
La radiación electromagnética gamma de origen nuclear
•
La emisión de rayos X
Origen de las Radiaciones Ionizantes.
Dependiendo del origen podemos distinguir entre radiactividad natural y
radiactividad artificial
La radiactividad natural siempre está presente en el medio ambiente, tanto de
origen cósmico como procedente de los materiales radiactivos existentes en la naturaleza.
El ser humano ha estado expuesto a las radiaciones ionizantes desde el comienzo de los
tiempos. El conjunto de radiaciones naturales se conoce como radiación de fondo
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(Fondo),que depende de numerosos factores como el lugar de residencia, la altitud,
materiales de construcción, la composición del suelo y otras. Recibimos continuamente
esa radiación, ingerimos a diario productos que contienen cantidades muy pequeñas de
sustancias radiactivas y todos los seres vivos acumulamos pequeñas cantidades de algunos
isótopos radiactivos.
La radiactividad artificial es la que se produce por la intervención humana,
aunque su fuente sea natural, para obtener beneficios que, obviamente, tienen que ser
superiores al riesgo que representan. Actualmente el uso de radiaciones ionizantes se
extiende a campos muy diversos: medicina, tanto en el diagnóstico como en los
tratamientos clínicos, investigación, obtención de energía, radiografías industriales, en la
agricultura y otros muchos.
Fuentes de Radiaciones ionizantes
Las fuentes de radiaciones ionizantes son naturales, como los isótopos radiactivos
y los rayos cósmicos procedentes del espacio, y artificiales, como los generadores de
radiación.
Los generadores de radiación son equipos en los que partículas cargadas se
aceleran mediante campos eléctricos hasta producir radiación ionizante. En unos casos el
objetivo del equipo es producir la radiación, como en el caso de los equipos de rayos X y
en otros muchos, como la microscopía electrónica, la radiación ionizante se produce como
efecto secundario indeseable.
Del conjunto de fuentes radiactivas a las que nos encontramos sometidos el mayor
porcentaje de dosis recibida procede de la radiactividad natural. La figura siguiente
muestra la distribución de la dosis por las distintas fuentes.
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I .2.- L A S SU ST A N C I A S R A D I A C T I V A S. R A D I A C I O N E S N U C L E A R ES
I .2.1.- ESTR U CT UR A D E LA M A TER I A
El átomo consta de un núcleo, que está formado por protones con carga positiva y
neutrones y una corteza, formada por electrones con una masa muy pequeña y cargados
negativamente. El número y la carga de los electrones es igual que la de los protones, de
forma que el átomo resulta neutro y la masa se concentra prácticamente en el núcleo. El
número atómico Z, que corresponde al número de protones, define la posición en la tabla
periódica, qué elemento es y sus características químicas. El número total de nucleones
(protones y neutrones) existentes en el núcleo recibe el nombre de número másico (A). La
diferencia entre el número másico y el número atómico, A-Z, nos da el número de
neutrones contenidos en el núcleo atómico.
Partícula
M asa (uma)
e-
0,00054858
9,1096 10-28
-
p o p+
1,0073
1,6725 10-24
+
1,0087
1,6748 10-24
N eutro
N
M asa (g)
Carga
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I.2.2.- ISÓTOPOS, ISÓTONOS, ISÓBAROS e ISÓMEROS
En función de las características físicas de los elementos químicos podemos
distinguir entre isótopos, isóbaros, isómeros e isótonos:
Los isótopos son átomos del mismo elemento, con igual número de protones, pero
distinto número másico A y por tanto distinto peso atómico.
A=N+Z
Notación:
Z
A
X
Z = número de protones. Número atómico.
A = número másico
N = número de neutrones
Los nucleidos, así denominamos a los elementos cuando los caracterizamos por sus
núcleos, que tienen el mismo número de neutrones, N, se denominan ISÓTONOS.
Los nucleidos caracterizados por tener el mismo número másico A, reciben el
nombre de ISÓBAROS.
Un núcleo, de la misma forma que ocurre en el átomo, puede encontrarse
energéticamente en niveles excitados que tienden a retornar al estado fundamental con
vida media muy corta (10-15 a 10-13 s) emitiendo radiación gamma. Si el nivel excitado es
metaestable, (vida media que puede alcanzar años) se dice que el núcleo excitado es un
ISÓMERO del mismo núcleo en su nivel fundamental. Los isómeros se representan con
la letra m tras el símbolo másico.
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Número
Número
Número de
atómico Z
másico A
neutrones n
ISÓTOPOS
=
≠
≠
35
17
ISÓBAROS
≠
=
≠
64
29
Cu
64
28
ISÓTONOS
≠
≠
=
23
12
Mg
24
13
ISÓMEROS
=
=
=
137 m
56
Nombre
Ejemplo
Cl
Ba
37
17
Cl
Ni
Al
137
56
Ba
I.3.- DESINTEGRACIONES RADIACTIVAS
Los protones, que están cargados positivamente, se repelen y se mantienen unidos
en el núcleo por la intercalación de los neutrones, que tienen masa similar a los protones
sin carga eléctrica, mediante las llamadas fuerzas nucleares. No todos los isótopos son
estables. A veces la relación número de protones y neutrones no es la óptima y se
requieren altos niveles energéticos para mantenerlos unidos. En estos casos, los núcleos
inestables se reestructuran, a veces se desintegran, y emiten el exceso de energía por
distintos mecanismos para transformarse en otros isótopos que, a su vez, pueden
desintegrarse hasta que al final de la cadena se llega a isótopos estables.
La radiactividad o desintegración radiactiva es un proceso complejo por el que
el núcleo atómico inestable alcanza una estructura de mayor estabilidad, emite partículas o
fotones y puede transformarse o no en otro elemento químico. Los nucleidos inestables
que se transforman espontáneamente con el tiempo formando otros nucleidos mediante
procesos de desintegración se conocen como nucleidos radiactivos o radionucleidos.
Actualmente se conocen unos 2000 nucleidos, de los cuales son estables 274.
Los isótopos radiactivos decaen por distintos mecanismos que resultan en la
emisión de diferentes tipos de radiaciones ionizantes que pueden tener naturaleza
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corpuscular o electromagnética. Los principales tipos de desintegraciones las agrupamos
en: partículas α, partículas β , neutrones y radiación γ. En el laboratorio de investigación
biológica los materiales radiactivos usados son emisores β o γ.
En la figura siguiente, correspondiente al experimento de Rutherford, se pone de
manifiesto el carácter corpuscular y la carga de las partículas alfa y beta, y la naturaleza
electromagnética de la radiación gamma.
α
γ
+
β
Material
radiactivo
I.1.3.- DESINTEGRACIÓN α
La partícula α es equivalente a un núcleo de Helio con masa cuatro y 2 protones.
Por tanto, cuando un núcleo emite una partícula alfa, su número másico se reduce en
cuatro unidades y su número atómico en dos unidades. Este proceso se da en átomos con
un número atómico elevado. El proceso de desintegración alfa va acompañado de la
emisión de una gran cantidad de energía procedente del defecto másico producido. Los
emisores α, que corresponden a átomos pesados como el radio y el uranio, no se suelen
usar en el ámbito de la investigación biológica.
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•
A
Z
X --->
A− 4
Z −2
Y+
226
86
Ra →
222
84
Rn +
4
2
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He
4
2
α
Este tipo de desintegración se produce debido a la inestabilidad derivada de la
repulsión coulombiana entre los protones del núcleo. Se produce en núcleos pesados
con número másico superior a 140, la causa fundamental de la inestabilidad nuclear se
debe al desequilibrio entre las fuerzas repulsivas, que crecen proporcionalmente a la
relación Z(Z-1), y la fuerza nuclear de unión, que crece con el número másico.
La energía de las partículas α emitidas por radionucleidos naturales se encuentran
entre 1,8 MeV (
144
Nd) y 8.785 MeV (212 Po), alcanzando velocidades elevadas. Los
espectros alfas son discretos, pudiendo encontrarse espectros monoenergéticos y
polienergéticos.
Fuente: http://www.pntic.mec.es/recursos
Z
Z
ee-
Z
Z-2
+ α
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I.3.2.-DESINTEGRACIÓN BETA
Consiste en la emisión de una partícula β, procedente del nucleo atómico, que
tiene la masa y carga de un electrón. En consecuencia el núcleo descendiente es un
ISÓBARO, distinto elemento y misma masa, del núcleo precursor. La desintegración beta
se extiende a la totalidad de la carta de nucleidos.
Dentro de la desintegración β podemos distinguir:
•
Desintegración β-.
•
Desintegración β+.
•
Desintegración por captura electrónica.
I.3.2.1.- Desintegración βEs la emisión espontánea de partículas negativas, electrones, que emergen del
núcleo a velocidades muy próximas a la velocidad de la luz.
Los espectros energéticos de las partículas β son continuos, y se extienden desde
energía cero, hasta una energía máxima o límite superior que depende del radionucleido
estudiado. En la desintegración β se emite, además del electrón, una nueva partícula
llamada neutrino, carente de carga y masa. La energía de desintegración se reparte entre el
electrón, el neutrino y el núcleo de retroceso.
Según Fermí, dado que en el núcleo no existen electrones, la transformación
nuclear que se produce será que un neutrón se convierte en un protón, en un electrón y en
un neutrino, según:
n
p+ + e- + ν
El esquema de desintegración vendrá dado:
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A
Z
X→
14
6
C→
A
Z +1
Y
+
β− +υ
14
7
N
+
β−
Las energías máximas de las emisiones beta se extienden desde los emisores
blandos como el tritio (3H) [Emáx = 17 KeV] y el (32P) [Emáx = 1.7 MeV]
Z
Z
β- …..(e-
Z+1
Z
Son emisores β-, los radionucleidos muy ricos en neutrones y la emisión β -, que
transforma un neutrón en un protón, reduce el valor del cociente N/Z con lo que el
nucleido descendiente se encuentra más próximo a la zona de estabilidad.
Fuente: http://www.pntic.mec.es/recursos
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I.3.2.2.-Desintegración β+
Consiste en la emisión de positrones por ciertos radionucleidos. El positrón tiene
una masa igual a la del electrón pero su carga eléctrica es positiva aunque con valor
absoluto igual al electrón.
Al no existir positrones libres en el interior de los núcleos, el proceso que tiene
lugar es el siguiente:
n + e- + ν
p+
X→
A
Z −1
Y
+ β +ν
Cu →
64
28
Ni
+ β +ν
A
Z
64
29
Por lo que disminuye el número atómico en una unidad.
e
Z
-
β+
Z
Z-1
Z-1
Al emitirse un positrón, el nucleido descendiente queda con una carga nuclear Z-1,
pero con Z electrones, del que se desprende un electrón cortical. Los positrones emitidos
son partículas inestables y cuando pierden su energía, mediante choques con la materia, se
combinan con un electrón libre del entorno, produciendo el fenómeno llamado de
aniquilación del positrón, con la emisión de dos fotones de 511 keV. De esta forma la
masa de ambas partículas se convierten en energía de 511 keV que se propaga en la misma
dirección pero en sentido opuesto. A esta radiación electromagnética se le denomina de
aniquilación.
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Los radionucleidos emisores β
+
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son aquellos que se encuentran situados por
encima de la línea de estabilidad. Es decir, aquellos núcleos excesivamente ricos en
protones. El espectro β+ es contínuo, desde energía nula a un valor máximo que depende
del radionucleido considerado y que para las emisiones más duras alcanza el valor de unos
5 MeV.
I.3.2.3.-Captura Electrónica
Los electrones de la corteza atómica en el curso de su movimiento, se aproximan
en ocasiones al núcleo, y según la mecánica ondulatoria, incluso pueden penetrar en su
interior. La probabilidad que esto ocurra aumenta para los electrones de la capa K.
e
Z
-
Z
Z-1
Z-1
En átomos ricos en protones, estos electrones pueden ser capturados por el núcleo
y se produce el proceso:
n+ν
p+ + eDisminuyendo el número atómico en una unidad.
A
Z
X→
64
29
A
Z −1
Cu →
Y
64
28
+ν
Ni
La captura electrónica es un procedimiento competitivo con la desintegración β+.
Todo radionucleido que se desintegre mediante β+ puede hacerlo como captura
electrónica. La inversa no es necesariamente cierto, debe existir un nivel umbral mínimo.
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En todo proceso de captura electrónica, el átomo descendiente queda ionizado, con
una vacante en la capa K, con lo que al producirse el reajuste electrónico en el átomo
descendiente, se producirá la emisión de rayos X característicos.
Fuente: http://www.pntic.mec.es/recursos
Como ejemplo completo de desintegración beta se muestra el diagrama de
desintegración correspondiente al 64Cu.
I.3.3.-RADIACIÓN γ
La radiación gamma se produce en transiciones nucleares entre niveles excitados.
La
emisión de radiación gamma es un proceso mediante el cual un núcleo que se
encuentra en uno de sus niveles excitados pasa a otro de menor energía mediante emisión
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de radiación electromagnética. La energía de los fotones de radiación gamma se encuentra,
en los casos más habituales, entre el keV y el MeV.
Las radiaciones γ producen ionización indirecta que libera electrones de los átomos
con los que interaccionan, ionizándolos. El poder de penetración de estas radiaciones es
grande, ya que únicamente son desviadas o neutralizadas por impacto con los electrones
orbitales.
I.3.4.- RAYOS X
La emisión de rayos X corresponde a la zona del espectro electromagnético por
encima de la radiación ultravioleta, su intervalo energético abarca entre unos 100 eV y 250
keV.
Para que se produzca la emisión de rayos X, es necesario que se produzca una
vacante electrónica, o inonización en una capa electrónica profunda, ya que los electrones
de estas capas poseen una energía de ligadura muy alta.
Por lo general, los rayos X se generan artificialmente en un tubo de vacío a partir
de un material que no tiene radiactividad propia, por lo que su activación y desactivación
tiene un control fácil e inmediato. La energía de los rayos X y su poder de penetración son
proporcionales a la tensión eléctrica utilizada para su producción, alrededor de los 100 kV
para los rayos X de diagnóstico y entre 15 kV y 50 kV en los equipos para análisis.
I.3.5.- RADIACIÓN DE NEUTRONES
La radiación de neutrones es la generada durante la reacción nuclear. Los
neutrones tienen mayor capacidad de penetración que los rayos gamma y sólo pueden
detenerlos una gruesa barrera de hormigón, agua o parafina.
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La figura siguiente nos muestra el poder de penetración e ionización de los
distintos tipos de desintegraciones vistas en los apartados anteriores.
http://www.insht.es
I.4.- MAGNITUDES Y UNIDADES RADIOLÓGICAS
El Sistema Internacional (SI) de unidades es un conjunto consistente de unidades
que cubre todos las áreas de la ciencia y, de acuerdo con las recomendaciones de la
Comisión Internacional de Unidades y Medidas de Radiación (ICRU), ha adoptado una
serie de unidades relacionadas con la radiactividad.
I.4.1.-ACTIVIDAD
La actividad se define como el número de desintegraciones nucleares por unidad
de tiempo. La unidad en el Sistema Internacional es el Bequerelio (Bq), que corresponde a
una desintegración por segundo. El Curio (Ci) es una unidad histórica que equivale a 37
MBq. La desintegración radiactiva es un proceso espontáneo imposible predecir para un
átomo pero la proporción de núcleos que se desintegran es constante a lo largo del tiempo,
es una constante estadística conocida como constante de desintegración λ.
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Ln N/N0 = - λ T
⇔
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N = N0 e- λ T
N0 = número de átomos iniciales
N = número de átomos sin desintegrar a tiempo t
λ = constante de desintegración
El periodo de semidesintegración (T1/2) es el tiempo t1/2 necesario para que se
desintegren el 50% de los isótopos radiactivos existentes y tiene una relación obvia con la
actividad.
N = N0/2
⇒
T1/2 = ln 2/ λ
La vida media es el valor medio de duración de los átomos de una sustancia
radiactiva. Es una constante característica
de cada isótopo, independiente de las
influencias del entorno. Existen radionucleidos que tienen vidas medias que duran
segundos como el Po-211, días como el P-32 y miles de años como el C-14.
τ = 1/λ = T1/2 / 0,693
La energía que transporta la emisión radiactiva, que se mide en electronvoltios
(eV), es del orden de keV a MeV. Depende del radioisótopo y en general aumenta con el
tamaño de la partícula emitida.
Es muy importante no confundir la actividad o la energía de la radiación con la
dosis, que es una medida del efecto que causa la radiación sobre el receptor. La dosis
depende tanto de la energía que se libera en el receptor como de la calidad de la radiación.
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I.4.2.-EXPOSICIÓN
Se emplea para medir la capacidad de la radiación para producir iones en el aire.
Su unidad en el sistema internacional de medida es el C/Kg
I.4.3.-DOSIS ABSORBIDA.
La dosis absorbida se define como el cociente entre el valor medio de la energía
cedida por la radiación y absorbida por una cantidad de masa dm,
dE
J
=
dm kg
D=
La tasa de dosis se define como la dosis absorbida por unidad de tiempo.
D Gy
D& = =
t
s
I.4.4.-DOSIS EQUIVALENTE.
La dosis equivalente, que se mide en Sievert (Sv), que equivale a 100 rems en el
Sistema Cegesimal, tiene en cuenta tanto la cantidad de energía que absorbe el tejido vivo
como la calidad de sus repercusiones biológicas según el tipo de partículas. En los
emisores γ o β usuales en investigación, el Gray y el Sv son equivalentes y al hablar de
dosis nos referimos a la dosis equivalente que se mide habitualmente en milisievert.
Dosis equivalente (Sv) = Dosis absorbida (Gy) x WR
La dosis absorbida en un tejido orgánico no determina el efecto biológico resultante,
ya que intervienen otros factores tales como:
•
Naturaleza de la radiación.
•
Energía y espectro de la radiación.
•
Tipo de efectos biológicos.
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En la tabla siguiente se muestran los coeficientes de ponderación, WR para cada
tipo y rango de energías.
TIPO Y RANGO DE ENERGÍA
WR
Fotones, todas las energías
1
Electrones y muones, todas las energías
1
Neutrones, de energía
<10 KeV
5
>10 KeV a 100 KeV
10
> 100 KeV a 2 MeV
20
> 2MeV a 20 MeV
10
> 20 MeV
5
Protones, salvo los de retroceso, de energía > 2 MeV
5
Partículas alfa, fragmentos de fisión, núcleos pesados
20
I.4.5.-DOSIS EFECTIVA
La dosis efectiva, que se mide en Sievert, se define como la suma de las dosis
equivalentes ponderadas en todos los tejidos y órganos del cuerpo procedentes de
irradiaciones internas y externas.
En la tabla siguiente se muestran los coeficientes de ponderación, WT, para cada
uno de los órganos y tejidos considerados.
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TEJIDO U ÓRGANO
FACTOR DE PONDERACIÓN WT
Gónadas
0,20
Médula ósea
0,12
Colon, Pulmón, Estómago
0,12
0,05
Vejiga, mama, hígado, esófago
Tiroides
0,05
Piel, Superficie de los huesos.
0,01
Resto del organismo
0,05
RELACIONES ENTRE UNIDADES DEL SI Y OTRAS UNIDADES
Magnitud
Unidad SI
Otra Unidad
1 Bq = 2.70 × 10-11 Ci
Becquerelio (Bq)
Actividad
1 Bq = 1 dps
Relación
curie (Ci)
1 Ci = 3.7 × 1010 Bq
1 µCi = 37000 Bq
Gray (Gy)
Dosis
Absorbida
1 Gy = 1 J/kg
1 Gy = 100 rad
Rad
1 rad = 0.01 Gy
1 rad = 10mGy
Dosis
Sievert (Sv)
Equivalente-
1 Sv = 1 J/kg
1 Sv = 100 rem
Rem
Efectiva
1 rem = 0.01 Sv
1 rem = 10 mSv
Coulombio/kilogramo
Exposición
1 C/kg = 3876 R
Roëntgen (R)
(C/kg)
1R = 2.58 × 10-4 C/kg
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I.5.-EFECTOS BIOLÓGICOS DE LAS RADIACIONES IONIZANTES
El daño biológico producido por la radiación ionizante depende de la cantidad y
características de la energía que libera en el tejido receptor. Cuando la radiación recibida
es muy alta y supera un nivel umbral se producen efectos deterministas inmediatos que
tienen relación dosis/efecto. Por debajo solo se producen efectos aleatorios.
Efectos biológicos
Efectos estocásticos
Efectos deterministas
Gravedad
Independiente de dosis
Dosis Dependiente
Mecanismo
Afecta pocas células
Afecta muchas células
Naturaleza
Somática y Genética
Somática
Dosis umbral
No
Sí
Relación dosis / efecto
Probabilística
Directa
Aparición efectos
Latente (tardía)
Inmediata y tardía
• Los efectos somáticos inmediatos aparecen en la persona irradiada en un margen
de tiempo que va desde unos días hasta unas pocas semanas después de la exposición.
Pueden manifestarse en un tejido concreto o sobre el cuerpo considerado como un todo,
bajo un síndrome de denominación específica (por ejemplo, síndrome hematológico,
gastrointestinal, etc.), y su severidad varía considerablemente con la dosis, tipo de energía
de la radiación, así como la parte del cuerpo irradiada. Para estos efectos somáticos
inmediatos, se supone que existe en cierta medida, un proceso de recuperación celular
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como, por ejemplo, en el caso de la fibrosis pulmonar debida a una dosis excesiva de
radiación o los eritemas de la piel.
• Los efectos somáticos tardíos, los que se manifiestan entre 10 y 40 años después
de la exposición, son los que ocurren al azar dentro de una población de individuos
irradiados. Son, por tanto, estocásticos, no siendo posible en ningún caso, establecer para
ellos una relación dosis/efecto individual. La relación entre la inducción de una
malignidad (leucemia, tumor, etc.) y la dosis, sólo podemos establecerla sobre grandes
grupos de población irradiada, como un incremento en la probabilidad de que ocurra una
enfermedad determinada por encima de su incidencia natural.
• Los efectos genéticos afectan a la descendencia. Pueden aparecer en la primera
generación, en cuyo caso el daño se dice que es dominante. Más frecuentemente el efecto
se manifiesta en individuos de las generaciones sucesivas (enfermedades hereditarias,
defectos mentales, anormalidades del esqueleto, etc.). Son efectos estocásticos, puesto que
dependen de la probabilidad de que una célula germinal con una mutación relevante, tome
parte en la reproducción.
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EFECTOS DE LAS DOSIS RECIBIDAS POR
DOSIS
IRRADIACIÓN HOMOGÉNEA DEL CUERPO ENTERO.
0 a 250 mSv
No ha sido observado efecto biológico o médico inmediato.
250 a 1000 mSv
Aparecen algunas nauseas y reducción de glóbulos blancos.
1000 a 2500 mSv
2500 a 5000 mSv
Vómitos, modificación de la fórmula sanguínea. Evolución
satisfactoria o restablecimiento completo asegurado.
Daños muy graves. La dosis de 5.000 mSv recibida en una
> 5000 mSv
vez es mortal para el 50% de las personas.
Mortal con casi total seguridad.
Dosis absorbidas en una vez por irradiación homogénea del cuerpo entero.
Fuente: http://www.csn.es/
I.6.-DETECCIÓN DE LA RADIACTIVIDAD
La detección y medida de las radiaciones se hace por métodos indirectos, esto es,
evaluando los procesos físicos y químicos que provocan las radiaciones ionizantes al
interaccionar con la materia. Midiendo la intensidad del efecto, es posible conocer la
cantidad y la calidad de la energía cedida por la radiación al medio irradiado.
Los más usados son los detectores de ionización y los contadores de excitación o
contadores de centelleo.
Los detectores de ionización, como los contadores Geiger, tienen una cámara o
tubo lleno de gas, normalmente una mezcla gases ionizables con argón, en la que se
disponen dos electrodos aislados. Cuando la radiación entra en la cámara, que suele tener
una ventana de poco espesor para facilitar la entrada, el gas se ioniza y se producen
descargas que se "cuentan". Estos detectores sólo miden las radiaciones capaces de entrar
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en la cámara y no pueden medir radiaciones β de baja energía como la emitida por el
Tritio.
Los contadores de centelleo se basan en el uso de sustancias, luminóforos, que
por acción de la radiactividad emiten luz visible o ultravioleta que se mide mediante un
detector fotoeléctrico. Hay dos clases de detectores de centelleo según el luminóforo sea
líquido o sólido. En el caso de los contadores de centelleo líquido el producto radiactivo
se incorpora a un vial que contiene el luminóforo (líquido de centelleo) y se mide la luz
emitida. Es válido para medir cualquier tipo de sustancia radiactiva, incluido el Tritio, ya
que la radiación se produce en el interior del vial. En el caso de los luminóforos sólidos y
termoluminiscentes la radiación llega hasta el cristal desde el exterior y presenta las
mismas limitaciones que la cámara de ionización.
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PARTE 2. RADIOPROTECCIÓN
II.1.-INTRODUCCIÓN
La protección radiológica es una disciplina científico-técnica que tiene como
finalidad la protección de las personas y del medio ambiente frente a los riesgos derivados
de la utilización de fuentes radiactivas, tanto naturales como artificiales, en actividades
médicas, industriales, de investigación o agrícolas.
El uso de las radiaciones ionizantes reporta importantes beneficios a la Humanidad,
pero también comporta ciertos riesgos, que comenzaron a ponerse de manifiesto pocos
años después del descubrimiento de los rayos X, a finales del siglo XIX. Es necesario
primero establecer unas normas de trabajo que garanticen que no se producen daños
inmediatos, daños de tipo determinista, manteniendo las dosis por debajo del umbral y en
segundo lugar aplicar todas las medidas razonables para reducir al máximo la incidencia
de los efectos biológicos estocásticos o probabilísticos.
Las primeras normativas sobre protección radiológica datan de 1928 y fueron
elaboradas por un organismo internacional independiente de cualquier autoridad nacional
o supranacional, denominado entonces "Comisión Internacional de Protección contra los
Rayos X y el Radio", fundado en base a una decisión adoptada en el segundo Congreso
Internacional de Radiología. En el año 1950 se reestructuró esta Comisión y pasó a
denominarse "Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP)", nombre con el
que se la conoce en la actualidad. Hoy en día está generalizada la existencia de normas de
protección radiológica basándose en las recomendaciones dictadas por la ICRP. Ello
permite un elevado nivel de homogeneidad en los criterios de protección radiológica
reflejados en la legislación de la mayoría de países. Las normas básicas de la
radioprotección se establecen en reglamentos y decretos establecidos por cada país. En
España todas las funciones de vigilancia y normas están centralizadas en el Consejo de
Seguridad Nacional.
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II.2.-BASES DE LA PROTECCIÓN
El sistema de protección radiológica, recomendado por la ICRP, está basado en tres
principios fundamentales:
•
Justificación
•
Optimización
•
Limitación de dosis
Justificación.
Los diferentes tipos de actividades que implican exposición a las
radiaciones deben estar justificados por las ventajas que proporcionen. Las ventajas tienen
que superar los efectos perjudiciales potenciales.
Optimización. Se sigue el criterio ALARA (As Low As Reasonably Achievable), según
el cual todas las exposiciones a las radiaciones ionizantes deben ser mantenidas tan bajas
como sea razonablemente posible, teniendo en cuenta los citados factores económicos y
sociales. Las dosis individuales, el número de personas expuestas y la probabilidad de que
se produzcan exposiciones potenciales, deben mantenerse en el valor más bajo que sea
razonablemente posible.
Limitación de dosis. En todo caso, la dosis de radiación que puede recibir cualquier
individuo no debe superar unos valores establecidos como límites legales, lo que garantiza
la protección del público en general y del personal profesionalmente expuesto.
La limitación de los efectos derivados de las radiaciones ionizantes se consigue
evitando las exposiciones no justificadas y manteniendo tan bajas como sea posible las
justificadas.
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II.3.-IRRADIACIÓN Y CONTAMINACIÓN
La dosis de radiación recibida por un individuo al permanecer en las proximidades
de un emisor o generador de radiaciones ionizantes, depende de tres factores: el tiempo de
exposición, distancia a la fuente y blindaje.
En los laboratorios en los que se trabaja con fuentes no encapsuladas, es decir
sustancias radiactivas en recipientes abiertos, el individuo puede ser dañado por
irradiación y por contaminación mediante la absorción, ingestión o inhalación del
material radiactivo.
Se previene el riesgo de contaminación radiactiva mediante el confinamiento y
manipulación de las fuentes no encapsuladas en lugares adecuados (cámaras de guantes,
cámaras con sistemas de extracción de aire, etc), así como con el uso del vestuario
adecuado.
II.4.-PROTECCIÓN FRENTE A LAS RADIACIONES
La protección frente a las radiaciones requiere en primer lugar entender bien la
naturaleza del problema para tomar las precauciones adecuadas. La protección frente a la
contaminación pasa por trabajar con la máxima pulcritud en un ambiente limpio y hay
tres formas fundamentales de protección frente a la irradiación:
Tiempo: La dosis es directamente proporcional al tiempo de exposición. Como ejemplo:
una persona que trabaja en un campo de 4 mSv/hora, nivel similar al que producen 50
µCi de P32 a 10-15 cm, recibe en 1 hora 4 mSv pero en un periodo de 5 segundos recibe
menos de 0,006 mSv.
Distancia - Ley de la inversa del cuadrado. La intensidad de la radiación es
inversamente proporcional al cuadrado de la distancia. Como ejemplo: 1 MBq (27 µCi) de
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P32 en 1 ml produce una tasa de dosis de 210 mSv/hora en la superficie y menor de 0,021
mSv/hora (21 µSv/hora) a un metro de distancia.
Blindajes o Pantallas: Son barreras situadas entre el producto radiactivo y los usuarios
que eliminan o atenúan la radiación. La elección de la pantalla adecuada depende del tipo
de emisión. Existen dos tipos de pantallas o blindajes, las denominadas barreras primarias
(atenúan la radiación del haz primario) y las barreras secundarias (evitan la radiación
difusa). Como ejemplo: la radiación β emitida por el P-32 se detiene con un centímetro
de metacrilato, que absorbe eficazmente las partículas β y reduce la energía de la
radiación gamma de frenado o “bremsstrahlung”. Para los emisores γ, como el I-125, se
necesitan materiales pesados como el plomo para atenuar las radiaciones gamma o rayos
X ya la radiación electromagnética se atenúa, no se detiene, al chocar con la materia.
Fuente: http://www.csn.es/
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II.5.-DOSIMETRÍA
II.5.1.- CONTROL DOSIMÉTRICO DEL AMBIENTE. DOSIMETRÍA DE ÁREA
Mientras se trabaja con material radiactivo, es muy importante comprobar
frecuentemente que el área de trabajo y el medio ambiente no están contaminados. Los
emisores β, C-14, S-35 y P-32, se miden con monitores tipo Geiger y los monitores de
cristal de centelleo son preferibles para medir la contaminación de emisores γ. También se
realizan "frotis" en los que se extrae la contaminación y se mide por centelleo líquido. La
tasa de dosis se debe medir en el ambiente, bien con monitores o mediante dosímetros
fijos, para conseguir que sea tan baja como sea razonablemente posible.
II.5.2.- DOSIMETRÍA PERSONAL
Las técnicas usadas para medir contaminación en el medio ambiente y áreas de
trabajo son válidas para controlar la posible contaminación personal en ropas y piel.
Cuando se trabaja con emisores β de alta energía y emisores γ es necesario usar
dosímetros personales, basados en películas fotográficas o en cristales termoluminiscentes
(TLD).
II.5.3.- LÍMITES DE DOSIS.
El sistema de protección radiológica establecido en la actualidad en España,
fundamentalmente se encuentra recogido en el Real Decreto 783/2001 por el que se
aprueba el Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes. Este
Reglamento recoge los límites de dosis tanto para personal profesionalmente expuesto
como para personal en formación y estudiantes así como para público en general.
Para trabajadores profesionalmente expuestos, resulta un límite de dosis efectiva de
100 mSv durante todo periodo de cinco años oficiales (de enero a diciembre), sujeto
además a una dosis efectiva máxima de 50 mSv en cualquier año oficial. Además, también
se imponen limitaciones específicas a tres órganos o zonas de cuerpo:
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•
El cristalino: límite de dosis equivalente de 150 mSv por año oficial.
•
La piel: límite de dosis equivalente de 500 mSv por año oficial. Dicho límite se
aplicará a la dosis promediada sobre cualquier superficie de 1 cm², con
independencia de la zona expuesta.
•
Las manos, antebrazos, pies y tobillos: 500 mSv por año oficial.
Los límites de dosis para las personas en formación y estudiantes mayores de 18
años que durante sus estudios tengan que utilizar fuentes, el límite de dosis será el
mismo que el de los trabajadores expuestos.
Límites Máximos de dosis para el personal profesionalmente expuesto
Limite de dosis efectiva
Límite de dosis equivalente al
cristalino
Límite de dosis equivalente a
la piel
Límite de dosis en
extremidades
100 mSv durante todo periodo de 5 años oficiales
y 50 mSv en un año oficial
150 mSv
500 mSv en un año oficial (1)
500 mSv en un año oficial
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Límites de dosis para usuarios de zonas vigiladas (Clase B)
Limite de dosis efectiva
30 mSv durante todo periodo de 5 años oficiales y
15 mSv en un año oficial
Límite de dosis equivalente al
45 mSv
cristalino
Límite de dosis equivalente a
150 mSv en un año oficial (1)
la piel
Límite de dosis en
150 mSv en un año oficial
extremidades
Límites de dosis para los miembros del público
Limite de dosis efectiva
1 mSv por año oficial y en circunstancias
especiales (1) 5 mSv en 5 años oficiales.
Límite de dosis equivalente al
15 mSv
cristalino
Límite de dosis equivalente a
50 mSv en un año oficial (2)
la piel
2) Valor promediado sobre cualquier superficie cutánea de 1 cm2, con independencia de la superficie expuesta
II.5.4.- PROTECCIÓN
LACTANCIA.
ESPECIAL
DURANTE
EL
EMBARAZO
Y
LA
Las usuarias de radiactividad están obligadas a informar al supervisor de la
instalación si están embarazadas o son gestantes ya que la protección del feto y del
lactante es similar a la de los miembros del público. Las condiciones de trabajo deben
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asegurar que la dosis al feto desde la notificación del embarazo al final de la gestación no
exceda de 1 mSv. Este límite de dosis se aplica exclusivamente al feto y no es
directamente comparable con la dosis registrada en el dosímetro personal de la trabajadora
embarazada. Por ello, a efectos prácticos, y para exposición a radiación externa, se puede
considerar que 1 mSv al feto es comparable a una dosis de 2 mSv en la superficie del
abdomen.
La declaración de embarazo no implica que las mujeres gestantes o en periodo de
lactancia tengan que evitar el trabajo en presencia de radiaciones, pero es necesario
evaluar cuidadosamente el trabajo y las condiciones en que se realiza para que se asegure
el cumplimiento del citado límite. Como recomendación se procurará evitar que la mujer
gestante o en periodo de lactancia trabaje con material radiactivo.
II.6.- CLASIFICACIÓN Y DELIMITACIÓN DE ZONAS
El titular de la actividad debe clasificar los lugares de trabajo, considerando el riesgo
de exposición y la probabilidad y magnitud de las exposiciones potenciales, en las
siguientes zonas:
•
Zona controlada. Zona en la que exista la posibilidad de recibir dosis efectivas
superiores a 6 mSv/año oficial o una dosis equivalente superior a 3/10 de los
límites de dosis equivalentes para cristalino, piel y extremidades. También tienen
esta consideración las zonas en las que sea necesario seguir procedimientos de
trabajo, ya sea para restringir la exposición, evitar la dispersión de contaminación
radiactiva o prevenir o limitar la probabilidad y magnitud de accidentes
radiológicos o sus consecuencias. Se señaliza con un trébol verde sobre fondo
blanco.
Las zonas controladas se pueden subdividir en:
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o
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Zona de permanencia limitada. Zona en la que existe el riesgo de recibir
una dosis superior a los límites anuales de dosis. Se señaliza con un trébol
amarillo sobre fondo blanco.
o
Zona de permanencia reglamentada. Zona en la que existe el riesgo de
recibir en cortos periodos de tiempo una dosis superior a los límites de
dosis. Se señaliza con un trébol naranja sobre fondo blanco.
o
Zona de acceso prohibido. Zona en la que hay riesgo de recibir, en una
exposición única, dosis superiores a los límites anuales de dosis. Se
señaliza con un trébol rojo sobre fondo blanco.
•
Zona vigilada. Zona en la que, no siendo zona controlada, exista la posibilidad de
recibir dosis efectivas superiores a 1 mSv/año oficial o una dosis equivalente
superior a 1/10 de los límites de dosis equivalente para cristalino, piel y
extremidades. Se señaliza con un trébol gris/azulado sobre fondo blanco.
En caso de que el riesgo fuera solamente de irradiación externa, el trébol va bordeado
de puntas radiales y si fuera de contaminación radiactiva el trébol está bordeado por un
campo punteado. Sí se presentan los dos riesgos conjuntamente el trébol está bordeado con
puntas radiales sobre campo punteado.
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PARTE 3.- NORMAS DE TRABAJO EN EL LABORATORIO DE
RADIOISÓTOPOS
III.1.- INTRODUCCIÓN
El laboratorio de Radioisótopos pertenece a la Instalación Radiactiva de la
Universidad de Málaga autorizada con la referencia IR/MA-13/80 (IRA-0940) para usar
radionucleidos no encapsulados y un equipo de rayos X de la firma TROPHY, modelo
IRIX 70, para docencia e investigación.
En la Instalación Radiactiva está autorizado el máximo de actividad y los isótopos
reflejados en la tabla siguiente:
ACTIVIDAD
RADIONUCLEIDO
MBq
mCi
Hidrógeno - 3 (Tritio)
370
10
Carbono - 14
222
6
Fósforo - 32
111,37
3,01
Azufre - 35
37,37
1,01
Calcio - 45
37
1
Cobalto - 57
0,37
0,01
Estroncio - 90
18,5
0,5
Iodo - 125
40,7
1,1
Cesio - 137
37
1
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El equipo de rayos X, que está instalado en el quirófano experimental del
animalario situado en la Facultad de Medicina, trabaja con 70 kV de tensión de pico y 8
mA de intensidad máxima.
III.2.- USUARIOS DE LA INSTALACIÓN
Las personas que precisen trabajar en el laboratorio de radioisótopos, profesores o
investigadores, deben contactar con el supervisor de la instalación y presentar las
solicitudes por escrito, de acuerdo a los modelos existentes, tanto al Director de los
Servicios de Investigación como al supervisor. Estas solicitudes deben estar firmadas por
el responsable del usuario que será necesariamente un profesor de la Universidad.
Los usuarios reciben copia de este manual de radioprotección que deben leer
cuidadosamente antes de iniciar el trabajo. Si se estima necesario se someterán a una
prueba para comprobar que tienen los conocimientos necesarios para poder trabajar como
usuario en la instalación.
Las personas que inicien el trabajo en el laboratorio serán entrenadas tanto en las
técnicas experimentales como en el uso del material radiactivo por un tutor con
experiencia previa.
III.3.- COMPRAS DE MATERIAL RADIACTIVO
Todas las compras de material radiactivo serán gestionadas por el laboratorio de
Radioisótopos para lo que se deben solicitar con suficiente antelación. En los casos en que
sea necesario, como ocurre con el P-32, se compartirán los productos para no sobrepasar el
límite impuesto a la instalación. La recepción e inspección del material radiactivo tendrá
lugar exclusivamente en el laboratorio de Radioisótopos. Es responsabilidad del supervisor
la apertura y comprobación del estado del envío.
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III.4.- HORARIOS DE TRABAJO.
De acuerdo con la autorización de la Instalación, sólo pueden trabajar con material
radiactivo las personas que tengan licencia de operador o de supervisor aunque quedan
exentos los investigadores o estudiantes que trabajen esporádicamente y siempre que
trabajen en presencia de un operador o supervisor. En consecuencia, sólo está autorizado
trabajar con material radiactivo en horario normal y queda terminantemente prohibido el
trabajo de noche o en fines de semana.
Esta norma se aplica cuando se trabaja con cantidades que superan o son del orden
de los límites de exención. En los métodos de trabajo se establece en que momentos no se
superan estos límites y se puede trabajar sin supervisión. En general no es adecuado
trabajar en solitario en laboratorios y este criterio se hace más restrictivo cuando se
manipulan sustancias radiactivas aunque no se superan los límites de exención.
III.5.- NORMAS GENERALES DE TRABAJO
Las siguientes normas son de obligado cumplimiento a la hora de trabajar en la
instalación:
Anotar, antes de iniciar el trabajo, los datos requeridos en el Diario de Usuarios.
Esto permitirá al supervisor llevar el diario de operaciones obligatorio.
Es necesario seguir las normas generales de seguridad del laboratorio,
especialmente las que se indican a continuación.
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Normas Generales de Seguridad
1
Esta prohibido comer, beber, fumar o la aplicación de cosméticos en los
laboratorios donde se manipule radiactividad.
2
No introducir objetos personales en el área donde se manipulan productos
radiactivos.
3
Usar ropa de laboratorio y guantes de latex o PET cuando se trabaje con
productos radiactivos.
Lavarse las manos cuidadosamente después de trabajar con productos
4
radiactivos, aunque no se detecte contaminación.
5
Las personas con heridas abiertas no pueden manipular productos
radiactivos.
6
Trabajar con el material radiactivo en una zona exclusiva , sobre papel
absorbente y bandejas.
7
Trabajar en campana de gases cuando se use un radionucleido volátil (e.g.
iodo) o se caliente una solución radiactiva.
8
Usar las pantallas protectoras de radiación cuando sea necesario. Usar
gafas protectoras o bien trabajar protegidos por una pantalla de
metacrilato, aunque la radiación no lo requiera, como protección contra las
proyecciones.
9
Usar los dosímetros personales o rotativos cuando lo requiere el trabajo.
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Mantener en todo momento una limpieza escrupulosa en el área de trabajo.
Las contaminaciones y manchas pequeñas se deben limpiar de inmediato.
11
Comprobar la ausencia de contaminación en la zona de trabajo, aparatos,
guantes, etc. al iniciar el trabajo, frecuentemente durante el trabajo y al
finalizar.
12
Mantener los residuos radiactivos en contenedores cerrados. Evitar la
acumulación de material radiactivo en los laboratorios. Almacenar todo el
que no este en uso en las áreas designadas.
13
Identificar, excepto los que se sean de uso inmediato, todos los
contenedores con material radiactivo. Indicar isótopo, cantidad y fecha.
14
Transportar el material radiactivo de forma que se impidan derrames.
15
No mezclar residuos sólidos y líquidos.
16
No dejar objetos cortantes o punzantes en las bolsas de residuos
El uso de batas de laboratorio y guantes ayuda a proteger a los usuarios de material
radiactivo contra exposiciones accidentales de la piel, la descontaminación de ésta es
incómoda y difícil. Los guantes contaminados son una fuente de contaminación tanto
personal como de zonas y equipos, por eso es importante dejar todos los objetos
personales fuera del laboratorio. Es necesario chequear frecuentemente los guantes para
comprobar que están limpios y si los guantes están contaminados existe una gran
probabilidad de dispersar la contaminación. La norma es eliminar los guantes
contaminados, como residuo sólido, antes de cualquier otra operación. Al usar doble
guante se previene la contaminación de las manos al quitarse los guantes.
Una de las etapas de mayor exposición ocurre cuando se transfiere una alícuota de
la solución madre al tubo de trabajo, desde el momento de abrir el contenedor las manos
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quedan expuestas a una alta radiación y en el momento de sacar la alícuota uno mira para
verificar lo que esta sacando. Es aconsejable, para minimizar el impacto de la radiación
sobre las manos y los ojos, el uso de micropipetas y gafas protectoras o cuando sea
necesario trabajar con pantallas de metacrilato junto a precisión y rapidez en esta
operación.
III.5.1.- RIESGO BIOLÓGICO
Actualmente la Instalación Radiactiva de la Universidad de Málagas no dispone de
instalaciones adecuadas para manipular muestras biológicas que presenten riesgo de
infectividad, ni es posible la retirada de residuos de esta clase. Todos los usuarios que
trabajen en el laboratorio de Radioisótopos o dejen residuos radiactivos para gestión
interna o para ENRESA asumen expresamente que su trabajo o los residuos generados no
representan riesgo infeccioso alguno en su manipulación.
III.5.2.- CONTROL DE LA CONTAMINACIÓN
Trabajar siempre sobre hojas de material absorbente (papel con la parte inferior
plastificada) o sobre bandejas para acotar el riesgo de contaminación. Preparar todo el
material necesario para el proceso antes de iniciar el trabajo y usar doble guante
desechable.
Comprobar con los minimonitores la contaminación personal, de la zona y del
equipo; antes, durante y al finalizar el trabajo.
Chequear la contaminación de zonas y equipos antes de iniciar el trabajo. La última
persona que ha trabajado en un lugar o con un equipo en el que se detecte contaminación
es responsable de la descontaminación. Al terminar el trabajo chequear cuidadosamente y
descontaminar si es necesario.
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III.6.- MONITORES DE CONTAMINACIÓN Y RADIACIÓN
El laboratorio de Radioisótopos tiene los siguientes monitores portátiles de
radiación y contaminación:
•
Monitores portátiles modelo EP15, tipo Geiger, preparados para medir
contaminación superficial con emisores beta. Mide, tanto emisores de alta
energía (P-32, Sr-90) como emisores de energía media (C-14, S-35, Ca-45),
en cuentas por segundo (cps).
•
Monitor portátil modelo 900D, tipo Geiger Muller, preparado para medir
radiación como tasa de dosis en microSv/h. Este monitor mide tanto
radiación gamma como beta superior a 150 keV. Cuando mide beta y
gamma juntos puede sobreestimar la dosis.
•
Monitor portátil de centelleo con cristal sólido, modelo 44A, adaptado para
medir la contaminación con emisores de radiación gamma y rayos X. (Cs137, I-125). Este monitor no es adecuado para medir emisores beta. Mide
en cps.
III.6.1.- MANEJO DE LOS MINIMONITORES:
• Antes de usar los minimonitores comprobar el estado de las pilas.
• Los monitores son equipos frágiles y delicados por lo que se usarán
cuidadosamente. No se puede tocar la ventana del detector que es muy frágil y es
necesario evitar que se contaminen. Es usual colocar una protección de plástico,
para evitar contaminaciones, en los monitores que se usan para detectar P-32. Estas
barreras pueden afectar la medida de los isótopos beta de menor energía como el
C-14 o S-35 y para detectarlos hay que eliminar las barreras que puedan interferir.
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• No es posible medir la contaminación con Tritio mediante monitores portátiles ya
que la radiación emitida no tiene suficiente energía para atravesar la ventana del
detector.
• Cuando se use el monitor para control de la dosis recibida por un usuario, el
monitor debe situarse en una posición equivalente, detrás de las pantallas y orientado hacia
la fuente.
Detalle de los minimonitores.
III.6.2.- ENSAYO DE FROTIS PARA DETECTAR TRITIO (H-3) y
CARBONO (C-14)
Consiste en frotar una parte (aproximadamente 900 cm2) de la superficie con un
papel humedecido con un disolvente que sea adecuado para el isótopo que se quiere
detectar. La actividad extraída, que suele ser el 20 a 30% del total, se mide en el contador
de centelleo. Este ensayo detecta toda la radiactividad presente.
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III.7.- TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO
Cuando se transporta material radiactivo, siempre bajo el control del supervisor,
entre edificios o laboratorios hay que asegurar que no se pueden producir accidentes que
expongan al público a radiación. Lo más simple es llevar el material radiactivo en los
mismos viales en los que se recibe el material radiactivo, que ya tienen el blindaje
adecuado. Estos viales se deben transportar dentro de un contenedor con papel absorbente
etiquetado con el nombre del radionucleido, fecha, actividad y la persona responsable del
producto.
III.8.- DOSIMETRÍA
En el laboratorio de radioisótopos hay dosímetros de área que permite controlar la
dosis recibida por los usuarios en general y dosímetros personales de solapa. Son
dosímetros de termoluminiscencia que se controlan mensualmente en un centro autorizado
por el CSN. Las dosis leídas se exponen en el laboratorio durante un mes y se archivan.
Todos los usuarios de los que se haya estimado la dosis mediante dosímetros personales o
rotativos tienen un historial dosimétrico del que pueden pedir certificación. Por otra parte
es obligatorio comunicar, al darse de alta como usuario de material radiactivo, las dosis
recibidas previamente o si se trabaja en otra instalación radiactiva.
Debe poseer dosímetro toda persona que trabaje con material radiactivo de los
siguientes radioisótopos: P-32; I-125; Sr-90 y Cs-137.
Los dosímetros son personales e intransferibles. No se pueden dejar a otra persona.
El dosímetro personal se coloca en la zona del tronco más expuesta, generalmente
en el bolsillo superior, sobre la bata. Es importante que siempre se mantenga frontal, la
posición no es indiferente, y detrás de los sistemas de protección empleados tales como las
pantallas de metacrilato.
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Los dosímetros, cuando no se usan, se deben guardar en un lugar cerrado,
protegidos de la luz y el calor y donde solo exista radiactividad de fondo. Cada persona es
responsable del buen uso de su dosímetro.
Si se pierde un dosímetro o se contamina accidentalmente se debe comunicar al
supervisor de la instalación. El cambio de dosímetros se realiza mensualmente, entre los
días 1 a 3 de cada mes.
III.9.- USO DE EQUIPOS DEL LABORATORIO
III.9.1.- CONTADORES DE CENTELLEO
Las muestras en el contador de centelleo deben estar identificadas. No dejar nunca
muestras de P-32 o similares sin indicarlo en el exterior.
Es posible reservar el uso del contador de centelleo durante periodos fijos si lo
exige el protocolo experimental y se avisa con tiempo suficiente.
Es muy importante no contaminar el contador, para ello hay que tener especial
cuidado con cerrar muy bien los viales.
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Se realizan calibraciones periódicas del equipo tal como se describe en el manual.
Los viales necesarios están a disposición de quien desee calibrar o comprobar el equipo
antes de medir.
III.9.2.- MUESTRAS DE FRÍO O CONGELADAS
Las muestras en el frigorífico o en el congelador tendrán escritos los siguientes
datos: Usuario; isótopo, fecha y fecha de eliminación. Estas muestras se revisarán
periódicamente y las muestras que no estén correctamente identificadas se eliminaran.
III.9.3.-HORNOS DE HIBRIDACIÓN
Es necesario reservar con antelación los hornos de hibridación. Quien tenga la
reserva tendrá prioridad para usarlos aunque se deberán compartir si las condiciones de
trabajo lo permiten.
Conviene chequear los tubos y tapones antes de usarlos y comprobar que no se
producen escapes para evitar la contaminación del horno.
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III.9.4.-SECADOR DE GELES
Antes de usar el secador de geles es necesario colocar correctamente la trampa fría
y, al finalizar, eliminar como residuos los líquidos recogidos. Si el filtro de salida de gases
no funciona correctamente y se detectan humos avisar al supervisor.
III.10.- INCIDENTES CON MATERIAL RADIACTIVO
III.10.1.- INCIDENTES Y PROTOCOLOS DE ACTUACIÓN
Los siguientes incidentes serán comunicados inmediatamente al supervisor, o en su
lugar al responsable del trabajo:
•
Contaminación de la piel o interna de personas.
•
Perdida de material radiactivo.
•
Derrames de material radiactivo superiores a 50 µCi de cualquier isótopo.
•
Derrames de cantidades superiores a 10 µCi de P32 o 1µCi de Sr90 o Cs137.
•
Accidentes (fuego y otros) que puedan suponer descontrol de material
radiactivo y perdida de seguridad.
Incidentes menores.
Son los incidentes que no impliquen contaminación de personas y en general
menos de 50 µCi de material radiactivo (menos de 10 µCi de P32 o menos de 1µCi de Sr90
o Cs137) Se tomarán las siguientes medidas:
•
Avisar a los restantes usuarios del peligro para que permanezcan fuera del
área contaminada.
•
Colocar papel absorbente sobre el líquido derramado.
•
Apantallar para reducir la radiación si el radioligando lo requiere.
•
Ser cuidadoso para no dispersar la contaminación por las restantes zonas.
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•
Usar dobles guantes para prevenir la contaminación de las manos.
•
Chequear la zona y equipo antes de descontaminar.
•
Avisar al supervisor si necesita ayuda y comunicar el incidente.
III.10.2.- DESCONTAMINACIÓN
Como norma básica, se debe mantener el ambiente de trabajo y equipo tan limpio
como sea razonablemente posible para conseguir que las dosis recibidas sean mínimas.
La última persona que ha trabajado en un lugar o con un equipo en el que se
detecte contaminación es responsable de la descontaminación.
Al trabajar sobre hojas de papel plastificado se reduce la zona afectada por la
contaminación. El papel contaminado se elimina como residuo radiactivo sólido. Es
conveniente recortar la zona de papel contaminada para reducir la cantidad de residuos
radiactivos.
Limpiar inmediatamente el material contaminado con detergente especial, Decon
90, o similar, diluido al 2-3%. Si se deja secar el material contaminado puede ser
imposible descontaminarlo. Apantallar el material contaminado si la radiación es
apreciable.
III.11.- GESTIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS
Se considera residuo radiactivo todo el material contaminado con isótopos
radiactivos que no tenga uso previsible.
Todo el procedimiento de gestión y control de los residuos radiactivos se encuentra
en el “Programa de gestión y eliminación de residuos radiactivos dela IR-0940” elaborado
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a requerimientos del CSN de acuerdo a la orden ministerial ECO 1449/2003, desarrollada
en la la guía de Seguridad 9.2 del CSN.
El primer paso en la gestión de los residuos que se producen en una instalación
radiactiva es la segregación de los mismos. En el trabajo de laboratorio se determina en
cada método la gestión previa de los residuos generados para facilitar su segregación y
evitar que los residuos radiactivos existentes en el laboratorio supongan riesgos
radiológicos inaceptables para los trabajadores, para el público ni para el medio ambiente.
En general se siguen en el trabajo de laboratorio las siguientes normas:
•
Si el nivel de actividad del material residual es muy bajo, indetectable, el
residuo se eliminará como los residuos o basuras de laboratorio.
•
En cada método se determina que tipo de residuos son radiactivos pero a
vía de ejemplo: No es residuo radiactivo un papel contaminado con 10 cpm o menos y se
puede eliminar en la cubeta blanca..
•
Todos los materiales o productos de desecho, para los que no está
previsto ningún uso, que contienen o están contaminados con material radiactivo se
consideran residuos radiactivos que se gestionan de acuerdo a sus características.
•
Es muy importante tener en cuenta que no es posible asumir riesgos
biológicos con los residuos que entren o se generen en la instalación radiactiva.
III.11.1.1.- Residuos de P-32
Los residuos líquidos con P-32 se recogen en botes de plástico de 2 litros que se
mantienen apantallados en cajas de metacrilato. Los residuos sólidos se recogen en bolsas
dentro de cajas similares de metacrilato. Estos residuos se conservan en el almacén de
residuos hasta que decaen.
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III.11.1.2.- Residuos de vida media corta
Los restantes residuos de vida media menor de 2 meses se tratan de forma similar a
los residuos de P-32. Dado que se producen cantidades pequeñas en cada caso se
determinará la forma concreta de gestión.
III.11.1.3.- Residuos con isótopos de vida media o larga (H-3, C-14, S-35)
Las normas que se indican a continuación son generales para todos los residuos
que evacua ENRESA.
•
Los sólidos compactables sin objetos punzantes se acumulan en bolsas
de ENRESA que se solicitan, normalmente hay en uso, en el departamento de
radiactividad. Las bolsas se etiquetan e identifican indicando el isótopo que contienen, la
actividad estimada, la fecha de cierre y el departamento de origen.
•
Los objetos punzantes, agujas de inyectables y objetos cortantes
tienen que ir en los contenedores especiales, en cajas o en botes de plástico.
•
Separar los líquidos acuosos y los líquidos orgánicos que se almacenan
en contenedores ("lecheras") de ENRESA. Estos contenedores no resisten el pH ácido por
lo que es necesario que los líquidos acuosos estén próximos al pH neutro.
•
Los viales llenos con el líquido de centelleo se acumulan en bolsas
dobles de ENRESA. Las bolsas se etiquetan e identifican indicando el isótopo que
contienen, la actividad estimada, la fecha de cierre y el departamento de origen. Es
aconsejable colocar papel de filtro u otro absorbente en el fondo de la bolsa para evitar que
se acumule líquido. Las bolsas son inspeccionadas por ENRESA antes de su evacuación y
si son rechazadas se devolverán a su origen. Es importante cerrar bien los viales de
centelleo y no usar rotuladores gruesos ni de colores en los viales. Normalmente hay
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bolsas o unidades de contención preparadas en el laboratorio de radioisótopos. En caso de
necesitar nuevos se solicitan al responsable del laboratorio.
III.11.1.4.- Residuos de Cs-137 o similares (emisores gamma).
Este isótopo requiere un blindaje especial, pero en las concentraciones en las que
se trabaja habitualmente, menos de 20 Bq/ml, el blindaje no es necesario. Es importante no
acumular residuos de estos isótopos en el laboratorio y es preferible mantenerlos en el
almacén de residuos. ENRESA no evacua, al menos en el procedimiento normal, los
residuos de Cs-137 si la radiación en superficie supera de 3 a 5 mSv/h.
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III.11.2.- CLASIFICACIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS.
ISOTOPOS
Tipo
Actividad
Sólidos
H-3, C-14
I-125
S-35, Ca-45
Sólidos
punzantes
Líquidos
acuosos
Líquidos
orgánicos
Viales de
centelleo
Gestión
Bolsa Enresa
ENRESA
Caja especial
ENRESA
ENRESA
ENRESA
ENRESA
Sólidos
< 5 microCi Bolsa hermética
Propia
Líquidos
< 100 Bq/ml
Bote sellado
Propia
Sólidos
Bolsa Enresa
ENRESA
Líquidos
Bote
Propia
Bolsa
Líquidos
Sólidos
Cs-137, Sr-90
Protección
Contenedor
Enresa
Contenedor
Enresa
Doble bolsa
Enresa
Sólidos
P-32
Contenedor
Líquidos
Varios
Bote
< 20
Bq/gramo
< 20
Bq/gramo
> 20
Bq/gramo
Metacrilato
y almacén
Metacrilato
y almacén
Propia
Propia
Bolsa Enresa
Almacén
ENRESA
Contenedor
Enresa
Almacén
ENRESA
Botes
Metacrilato
y taquilla
plomada
ENRESA
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ANEXO I.- LEGISLACIÓN APLICABLE
A continuación se muestran las principales leyes y reglamentos de aplicación en
una instalación radiactiva.
Ley sobre Energía Nuclear, de 29 de abril de 1964 (Ley 25/1964).
Ley de creación del Consejo de Seguridad Nuclear, de 22 de abril de 1980 (Ley
15/1980).
Ley de Tasas y Precios Públicos por servicios prestados por el Consejo de Seguridad
Nuclear, de 4 de mayo de 1999 (Ley 14/1999).
• Estatuto del Consejo de Seguridad Nuclear
Real Decreto 1157/1982, de 30 de abril, por el que se aprueba el Estatuto del Consejo de
Seguridad Nuclear. Publicado en el BOE nº 135 de 7 de junio de 1982.
• Reglamento sobre Protección Sanitaria contra radiaciones ionizantes
Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el que se aprueba el Reglamento sobre
protección sanitaria contra radiaciones ionizantes. Publicado en el BOE (26/07/2001).
• Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas
Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre
Instalaciones Nucleares y Radiactivas. Publicado en el BOE (31/12/1999).
• Protección radiológica
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- Real Decreto 1132/90 de 14 de septiembre, por el que se establecen medidas
fundamentales de protección radiológica de las personas sometidas a exámenes y
tratamientos médicos (BOE 18/09/1990).
- Real Decreto 413/1997 de 21 de marzo, sobre protección operacional de los trabajadores
externos con riesgo de exposición a radiaciones ionizantes por intervención en zona
controlada (BOE 16/04/1997).
- Real Decreto 1841/1997 de 5 de diciembre, por el que se establecen los Criterios de
Calidad en Medicina Nuclear (BOE 19/12/1997).
- Real Decreto 1566/1998 de 17 de julio, por el que se establecen los Criterios de Calidad
en Radioterapia (BOE 28/08/1998).
- Real Decreto 1976/1999 de 23 de diciembre, por el que se establecen los Criterios de
Calidad en Radiodiagnóstico (BOE 29/12/1999).
- Real Decreto 815/2001 de 13 de julio sobre justificación del uso de las radiaciones
ionizantes para la protección radiológica de las personas con ocasión de exposiciones
médicas (BOE 14/07/2001).
• Reglamento sobre Aparatos de Rayos X
Real Decreto 1891/1991 ,de 30 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre
Aparatos de Rayos X (BOE 03/01/1992).
- Modificación: Real Decreto 445/1994, de 11 de marzo (BOE 22/04/1994), por el que se
amplía el plazo contenido en las disposiciones transitorias cuarta y quinta de este
reglamento.
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ANEXO II. GLOSARIO
Actividad (radiactividad) - número de transformaciones nucleares espontáneas que se
producen por unidad de tiempo en un radionucleido. Usualmente se mide en Curios (Ci)
aunque la unidad de actividad en el Sistema Internacional es el Becquerelio (Bq) que
corresponde a una desintegración por segundo.
Actividad específica -
la radiactividad por unidad de masa de un compuesto.
Normalmente se expresa como mCi/mg o como mCi/mmol.
Bremsstrahlung
- radiación electromagnética (rayos x) producida cuando partículas
cargadas interactúan con la materia. En la práctica se asocia con partículas Beta
interactuando con materiales de alto peso molecular, así como P-32 interactuando con
plomo.
Calibración – conjunto de operaciones realizadas por laboratorios cualificados, mediante
las que se pueden establecer la relación entre los valores indicados por un sistema de
medida y los valores reales.
Captura electrónica – la transformación radiactiva en la que un núcleo absorbe un
electrón de un orbital interno. Los restantes electrones externos se reestructuran y liberan
energía como radiación electromagnética gamma o rayos X.
Concentración de radiactividad - la radiactividad por unidad de masa o unidad de
volumen. Normalmente se expresa como radiactividad por unidad de volumen (Bq/ml) o
/mCi/ml). No debe confundirse con actividad específica.
Contador de centelleo – un detector que cuenta los fotones producidos por la radiación
ionizante en un líquido o cristal de centelleo mediante un tubo foto multiplicador.
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Contaminación radiactiva – material radiactivo sin control que se distribuye por
superficies, equipo o personas. En el caso de las personas puede ser contaminación externa
o cutánea, cuando se ha depositado en el exterior, o interna cuando los radionucleidos han
penetrado en el organismo por cualquier vía.
Decaer – perdida de radiactividad como consecuencia del tiempo.
Descontaminación – reducción, eliminación o limpieza de la contaminación de una
superficie, objeto o persona. Se puede realizar mediante lavados con detergentes
adecuados o se puede mantener aislado el objeto hasta que la radiactividad decae.
Dosímetro - dispositivo, instrumento o sistema que puede utilizarse para medir o evaluar
la dosis absorbida o equivalente.
Dosimetría – medida de las dosis de radiación.
Dosis absorbida -es la cantidad de energía cedida por la radiación ionizante a la materia
por unidad de masa. En el Sistema Internacional la unidad de dosis absorbida es el Gray
(Gy) que equivale a 1J/Kg. También se usa el RAD (1 Gray = 100 RASD).
Dosis efectiva - suma ponderada de las dosis equivalentes medias, recibidas en los
distintos órganos o tejidos.
Dosis equivalente - producto de la dosis absorbida por factores modificantes (N) que
tienen en cuenta las características de la radiación y la distribución de los radionucleidos.
Para el tipo de radiaciones utilizadas en el laboratorio la dosis efectiva y la dosis
equivalentes son iguales. Cuando en este Manual se utiliza sólo la palabra "dosis" se trata
siempre de "dosis equivalente". La unidad de dosis equivalente en el Sistema Internacional
es el Sievert (Sv).
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Dosis equivalente comprometida [HT(t)] - integral respecto al tiempo t de la tasa de
dosis equivalente en un tejido u órgano T que recibirá un individuo como consecuencia de
una incorporación. Al especificar HT(t), t viene dado en años. Cuando no se especifica el
valor de t, se sobreentiende un período de cincuenta años para adultos o de un máximo de
setenta años para niños. La unidad de la dosis equivalente comprometida es el Sievert.
Límites de dosis - límites fijados en el Reglamento sobre Protección Sanitaria contra
Radiaciones Ionizantes, para la dosis resultante de la exposición de los trabajadores
profesionalmente expuestos y los miembros del público, no teniendo en cuenta la dosis
debida al fondo natural y a las exploraciones médicas a que hayan podido ser sometidos.
Límite de incorporación anual - actividad máxima de un radionucleido que puede ser
incorporada anualmente.
Efectos biológicos no estocásticos (deterministas) - son los que se caracterizan por una
relación directa entre la dosis y el efecto. Se manifiestan cuando la dosis recibida supera
un determinado valor, dosis umbral. Su gravedad depende de la dosis recibida.
Efectos biológicos estocásticos (probabilísticos) - son los que presentan una relación
dosis-efecto de naturaleza probabilística. No presentan dosis umbral, la probabilidad
depende de la dosis y la gravedad es independiente de esta.
Efluentes radiactivos - residuos radiactivos evacuados en forma líquida o gaseosa.
Electronvoltio (eV) - unidad de energía igual a la energía cinética adquirida por un
electrón cuando se acelera en un campo con un potencial de 1 voltio. (1 eV = 1.6 x10-19 J).
Espectro electromagnético - La radiación electromagnética es una forma de transporte
de energía que no necesita de un soporte material. La radiación electromagnética más
conocida es la luz visible. Sin embargo, la radiación electromagnética incluye, además las
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ondas de radio, microondas, rayos X, etc. Todos estos tipos de radiaciones
electromagnéticas, son de la misma naturaleza diferenciándose en su frecuencia y por
tanto en su energía. El conjunto de todas estas radiaciones constituyen el espectro
electromagnético.
Espesor de semireducción – espesor de un material que reduce un 50% la intensidad de
una radiación γ, o los rayos X. Las ondas electromagnéticas de muy alta frecuencia no
chocan con la materia aunque se atenúan por interacción con esta. Esto las diferencia de
las partículas β, que al chocar con la materia se detienen.
Exposición (irradiación) – estar expuesto a radiaciones ionizantes o material radiactivo.
Fondo radiactivo natural – conjunto de radiaciones ionizantes que existen en la
naturaleza y que provienen de fuentes naturales terrestres o cósmicas.
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De la radiación cósmica, que procede del espacio, sólo llega al suelo una fracción,
ya que en su mayor parte, es detenida por la atmósfera. En consecuencia, la latitud es
determinante de la dosis recibida, de forma tal que en la cima de una montaña o viajando
en un avión se recibe mayor cantidad de radiación cósmica que al nivel del mar: por
ejemplo, las tripulaciones aéreas pasan gran parte de su vida en altitudes en las que la
radiación cósmica es 20 veces mayor que la radiación media de fondo.
La radiación de fondo debida al gas radón, procedente de la desintegración del
metal radio contenido en algunas rocas, fundamentalmente graníticas, también varía
sustancialmente dependiendo de la localización. El radón surge por emanación de las rocas
lo que posibilita, por ejemplo, que se formen grandes concentraciones en el interior de las
viviendas construidas en determinados sitios o con ciertos materiales, sobre todo si la
ventilación es insuficiente. En estos casos, la concentración de radón puede ser cientos de
veces superior a la del exterior.
Frotis – procedimiento para detectar contaminación sobre una superficie. Consiste en
frotar la superficie con un pequeño papel impregnado en un disolvente adecuado y medir
la radiactividad extraída, habitualmente con un contador de centelleo. Es útil para detectar
H-3 y bajos niveles de emisores β blandos como el C-14 y el S-35.
Fuente - aparato o sustancia capaz de emitir radiaciones ionizantes. Pueden ser naturales,
cuando están presentes en la naturaleza o artificiales.
Fuente encapsulada - fuentes con sustancias radiactivas incorporadas a un sistema o
envueltas de material inactivo que evitan, en condiciones normales, la dispersión del
material radiactivo. La manipulación de estas fuentes limita la exposición a la irradiación.
Fuente no encapsulada - fuente que permiten la dispersión de la sustancia radiactiva.
Implican riesgo de irradiación y contaminación.
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Gray (Gy) - unidad de dosis absorbida. Un gray es igual a un julio por kilogramo: 1Gy =
1 J·kg-1
Geiger-Muller (GM) – un detector de radiación que consiste en un tubo con electrodos y
lleno de un gas. Cuando la radiación ioniza el gas interno se produce una descarga
eléctrica entre los electrodos que se puede medir o contar. El número de descargas es
proporcional a la intensidad de la radiación.
Ionización – átomos que pierden o ganan electrones para formar iones.
Isótopos – (Nucleido - Nuclide ) – son aquellos átomos que difieren en la masa pero no
en su carga nuclear. Los isótopos tienen las mismas características químicas pero pueden
ser estables o inestables y radioactivos.
Límites de dosis – valores máximos fijados en el "Reglamento sobre protección sanitaria
contra las radiaciones ionizantes" para las dosis resultantes de la exposición de los
trabajadores expuestos, personas en formación, estudiantes y miembros del público.
Neutrón - es una partícula sin carga eléctrica que tiene , como el protón, una unidad de
masa atómica. En la emisión de neutrones se conservan las características químicas del
átomo pero la masa atómica disminuye en una unidad.
Nivel de referencia - nivel de referencia es un valor, de una cierta magnitud física, que
sirve para decidir la conducta a seguir cuando se supera dicho valor o se prevé que va a
superarse. Bajo ningún concepto se puede considerar como un límite.
Pantalla (Shielding material ) - material que se interpone en el trayecto de la radiación
para reducir la intensidad de la radiación y en algunos casos eliminarla.
Partícula α - una partícula fuertemente ionizada que tiene una masa y una carga similar a
un núcleo de helio. Contiene 2 protones y dos neutrones.
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Partícula β - una partícula cargada emitida por el núcleo con la misma masa del electrón.
Si la carga es negativa es igual al electrón y si positiva es un positrón.
Período de semidesintegración (T1/2) - el tiempo necesario para que la mitad de los
isótopos radiactivos presentes en una sustancia se desintegren. Es una propiedad
estadística de cada radionucleido independiente de las condiciones físicas y químicas.
Protones – partículas del núcleo de masa atómica unidad y carga positiva.
Radiación – energía transmitida en forma de partículas de alta velocidad y/o ondas
electromagnéticas.
Radiación no ionizante – radiación sin energía suficiente para formar iones.
Radiación ionizante – transferencia de energía en forma de partículas o radiación
electromagnética con suficiente energía para producir iones directa o indirectamente. Las
ondas electromagnéticas ionizantes tienen una longitud de onda igual o inferior a 100
nanometros lo que equivale a una frecuencia igual o superior a 3045 hertzios. La radiación
ionizante puede ser de las siguientes clases:
Radiación alfa está formada por partículas pesadas, similares al núcleo de helio,
integradas por dos protones y dos neutrones y se genera por desintegración de átomos de
elementos pesados como uranio, radio, radón, plutonio, etc..
• Energía: Tiene el nivel más alto del orden de 2 a 10 MeV.
• Alcance: Debido a su masa no puede recorrer más que un par de centímetros
en el aire, y no puede atravesar una hoja de papel, ni la epidermis.
• Efecto sobre el organismo: Su radiación no es capaz de atravesar la epidermis
luego no es peligrosa. Sin embrago si se introduce en el cuerpo una sustancia
emisora de radiación alfa, por ejemplo en los pulmones, ésta libera toda su
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energía hacia las células circundantes, proporcionando una dosis interna al tejido
sensible, que en este caso no está protegido por la epidermis, con mucha energía
y por tanto capaz de provocar daños importantes.
Radiación beta (β) está formada por partículas de masa similar a las de los electrones, lo
que le confiere un mayor poder de penetración.
• Energía: Tiene una energía del orden de 35 keV hasta 2 MeV.
• Alcance: Las partículas tienen un alcance limitado, pero las más energéticas
pueden recorrer varios metros en el aire aunque se detiene con unos
centímetros de agua, una lámina de aluminio, el cristal de una ventana, una
prenda de ropa o el tejido subcutáneo.
• Efecto biológico: Las partículas más energéticas pueden dañar la piel desnuda
y todas pueden irradiar tejidos internos si entran en el organismo.
Radiación gamma es de carácter electromagnético, muy energética, y con un poder de
penetración considerable. La radiación X es parecida a la gamma, pero se produce
artificialmente en un tubo de vacío a partir de un material que no tiene radiactividad
propia, por lo que su activación y desactivación tiene un control fácil e inmediato.
• Energía: Es menor que en las partículas β pero muy importante. Del orden de
10 keV hasta 1 MeV.
• Alcance: En el aire llega muy lejos, y para detenerla se hace preciso utilizar
barreras de materiales densos, como el plomo o el hormigón.
• Acción biológica: Desde el momento en el que la radiación gamma entra en
una sustancia, su intensidad empieza a disminuir debido a que en su camino va
chocando con distintos átomos. En el caso de los seres vivos, de esa interacción
con las células pueden derivarse daños en la piel o en los tejidos internos. Las
radiaciones gamma son muy semejantes a los rayos X, que se utilizan en
medicina.
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La emisión de neutrones es una radiación muy penetrante. Al no tener carga eléctrica, los
neutrones liberados penetran fácilmente la estructura de determinados átomos y provocan
su división en otros elementos más pequeños. Se producen en instalaciones nucleares y
quedan fuera del objetivo de este manual.
Rayos X – radiación electromagnética de alta energía y muy penetrante de origen
artificial. Frecuentemente se producen por la acción de electrones sobre metales.
Bremsstrahlung es una forma especial de rayos X. Solo se diferencia de la radiación
gamma por el origen.
Radiactividad – la transformación espontánea de un núcleo inestable con liberación de
radiación ionizante.
Unidades radiactivas:
1 Becquerelio (Bq) = 1 desintegración por segundo
1 Curio (Ci) = 37,000,000,000 Becquerelios = 37 GBq
1 Ci = 1000 mCi
1 mCi = 1000 µCi
1 GigaBecquerelio (GBq) = 1000 MegaBecquerelios (MBq)
1 GBq = 27 mCi
1 MBq = 27 mCi
1 mCi = 0.037 GBq = 37 MBq
1 mCi = 0.037 MBq = 37,000 Bq
1 Gray (Gy) = 100 Rad 1 cGy = 0.01 Gy = 1 Rad
1 Rem = 1 Rad x QF 1 Sievert (Sv) = 100 Rem
1 Rem = 1000 millirem (mRem) 1 mSv = 100 mRem
Radionucleido (radioisótopo) - átomos que emiten radiación de forma espontánea y
continua. Algunos núcleos atómicos no son estables y se desintegran, emitiendo partículas
de alta energía y/o radiación electromagnética.
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Radiotoxicidad - toxicidad debida a las radiaciones ionizantes emitidas por un
radionucleido incorporado y por sus productos derivados. La radiotoxicidad no es debida
únicamente a las características radiactivas del radionucleido sino que depende también de
su estado físico y químico y del metabolismo de ese elemento o compuesto en el
organismo.
Residuo radiactivo - cualquier material o producto de desecho, para el que no está
previsto ningún uso, que contiene o está contaminado con material radiactivo.
Sievert (Sv) - unidad de dosis efectiva y equivalente. 1 Sv = 1 J·kg-1 (1 Sv = 100 Rem).
Verificación - comprobación de que un dosímetro es operativo y su respuesta a una
exposición o a una dosis absorbida de radiación dadas.
Vida media – tiempo necesario para que la actividad de una sustancia radiactiva se
reduzca a la mitad.
Vida media radiactiva – el tiempo necesario para que una sustancia radiactiva pierda la
mitad de su actividad. Cada radionucleido tiene una vida media única y constante sean
cuales sean las condiciones físicas o químicas.
Vida media biológica – el tiempo necesario para que el cuerpo elimine el 50% de una
sustancia sea una sustancia estable o radiactiva.
Vida media efectiva – el tiempo requerido para que la radiactividad de un radionúcleido
en el cuerpo se reduzca al 50% como resultado del decaimiento radiactivo y la eliminación
metabólica.
Zonas controlada y vigilada : Zonas sometidas a reglamentación por razones de
protección contra las radiaciones ionizantes y en las cuales el acceso está reglamentado.
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ANEXO III. FICHAS TÉCNICAS DE LOS ISÓTOPOS RADIACTIVOS.
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HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: H-3
Tritio:
1 protón
2 neutrones
Vida media: 12,3 años
Radiación: Beta negativa.
Beta máxima:
Beta media
Gamma máxima
0,0186 MeV
0,0057 MeV
Ninguna
Dosis:
Rango máx. en aire
1 cm.
Rango max. En agua
0,001 cm.
1 microCi /cm
0 mSv/h
Fracción que atraviesa la piel
0
Información sobre pantallas:
Beta: Espesor de metacrilato o similar: 0,001 cm.
Gamma: Espesor de plomo que reduce 1/10: No
Métodos de detección/Eficiencia
Contador Geiger:
Contador Gamma:
Contador Centelleo Líquido:
0%
0%
65%
Control de contaminación: Frotis y centelleo líquido.
Gamma media
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Fecha: Sep 2005
HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: C-14
Carbono 14:
6 protones
8 neutrones
Vida media: 5730 años
Radiación:
Beta máxima:
Beta media
Gamma máxima
0,156 MeV
0,049 MeV
Ninguna
Gamma media
Dosis:
Rango máx. en aire
30 cm.
Rango max. En agua
0,03 cm.
Información sobre pantallas:
Beta: Espesor de metacrilato o similar: 0,03 cm.
Gamma: Espesor de plomo que reduce 1/10: No necesita
Métodos de detección/Eficiencia
Contador Geiger:
Contador Gamma:
Contador Centelleo Líquido:
2%
0%
85%
Control de contaminación: Frotis y centelleo líquido. Geiger.
Nota: Algunos derivados orgánicos con C-14 traspasan los guantes de latex.
Algunos compuestos pueden producir CO2 que se inhala con la respiración.
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Fecha: Sep 2005
HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: S - 35
Azufre 35:
16 protones. 19 neutrones
Vida media: 87,4 días
Radiación:
Beta máxima:
Beta media
0,168 MeV
Gamma máxima
Gamma media
No
Dosis:
Rango máx. en aire
28 cm.
Rango max. En agua
1 MBq a 10 cm.
30 µSv/h
1 Bq/cm2
0.39 µSv/h
Información sobre pantallas:
Beta: Espesor de metacrilato o similar: < 0,2 cm
Gamma: Espesor de plomo que reduce 1/10: No necesita.
Métodos de detección/Eficiencia
Contador Geiger:
Contador Gamma:
Contador Centelleo Líquido:
5%
No adecuado.
10 a 75 %
Control de contaminación: Contador Geiger.
Nota: No necesita trabajar con pantallas. Puede producir sustancias radiactivas
volátiles.
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Fecha: Sep 2005
HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: P - 32
Fosforo 32: 15 protones. 17 neutrones
Vida media: 14,29 días
Radiación:
Beta máxima:
Beta media
Gamma máxima
1,71 MeV
0.695 MeV
No
Gamma media
Dosis:
Rango máx. en aire
730 cm.
Rango max. En agua
0,8 cm.
1 MBq/ml (superficie)
210 mSv/h
1 MBq/ml (1 metro)
25 µSv/h
Fracción que atraviesa la piel
> 90%
Información sobre pantallas:
Beta: Espesor de metacrilato o similar:
0,8 cm.
Métodos de detección/Eficiencia
Contador Geiger:
13 %
Contador Gamma:
No válido
Contador Centelleo Líquido:
85 %
Control de contaminación: Contador Geiger
Nota: Trabajar detrás de pantallas de metacrilato de 1 cm de espesor mínimo.
Los metales pesados producen radiación gamma secundaria. Usar doble guante
y controlar la contaminación frecuentemente.
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Fecha: Sep 2005
HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: I - 125
Iodo 125:
53 protones 72 neutrones
Vida media: 60 días
Radiación:
Beta máxima:
Beta media
Gamma máxima
Gamma media
No
-
0,035 MeV
0,027-0,031 MeV
Dosis:
1 mCurio a 1 cm
1,5 R/h
Rango max. En aire
Infinito
Fracción que atraviesa la piel
> 95 %
Información sobre pantallas:
Gamma: Espesor de plomo que reduce 1/10: 0,1 mm
Métodos de detección/Eficiencia
Contador Geiger:
Contador Gamma:
Contador Centelleo Líquido:
No es eficiente
Sí
Sí
Control de contaminación: Contador gamma (INa).
Nota: Los compuestos con I-125 producen vapores contaminados. Un 70% del I125 inhalado se deposita en el cuerpo y 30% se deposita en la tiroides. No es
adecuado bloquear esta fijación con el isótopo estable. Se debe trabajar en una
campana de gases adecuada para sustancias radiactivas.
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Fecha: Sep 2005
HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: Co - 57
Cobalto 57: 27 protón
30 neutrones
Vida media: 270,9 días
Radiación:
Beta máxima:
Beta media
Gamma máxima
Gamma media
-
0,1221 MeV
No
Dosis:
1 Gbq a 1 metro
41 µSv/h
Rango máximo en el aire
Infinito
Fracción que atraviesa la piel
> 95 %
Información sobre pantallas:
Emisión Gamma: Recomendado 2 mm de Plomo
Métodos de detección
Contador Geiger:
Contador Gamma:
Contador Centelleo Líquido:
No
Sí
Sí
Control de contaminación: Contador gamma de cristal INa.
Nota: Trabajar con el material radiactivo apantallado por láminas de plomo.
Proteger los ojos con pantalla o gafas para emisores gamma.
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Fecha: Sep 2005
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HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: Sr - 90
Estroncio 90:
38 protones 52 neutrones
Vida media: 29,1 años
Radiación:
Beta máxima:
Beta media
Gamma máxima
0,546 MeV
2,284 MeV
0,196 Mev
0,935 MeV
No
Gamma media
Dosis:
Rango máx. en aire
1062 cm.
Rango max. En agua
1,1 cm.
Fracción que atraviesa la piel
> 95%
Información sobre pantallas:
Beta: Espesor de metacrilato o similar: 1,1 cm
Gamma: Espesor de plomo que reduce 1/10: No necesita
Métodos de detección/Eficiencia
Contador Geiger:
Contador Gamma:
Contador Centelleo Líquido:
13%
5%
90%
Control de contaminación: Contador Geiger
Nota: Las pantallas normales de metacrilato, de 1 cm de espesor, son
insuficientes.
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Fecha: Sep 2005
HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: Cs-137
Cesio 137:
55 protones 82 neutrones
Vida media: 30,7 años
Radiación:
Beta máxima:
Beta media
Gamma máxima
0,512 MeV
1,173 MeV
0,157 MeV
0,415 MeV
0,662 MeV
Gamma media
Dosis:
Rango máx. en aire
Infinito
Rango max. En agua
Infinito
1 microCi /cm
5,73 mrad/h
Fracción que atraviesa la piel
> 95%
Información sobre pantallas:
Beta: Espesor de metacrilato o similar:
0,6 cm
Gamma: Espesor de plomo que reduce 1/10: 1,7 cm
Métodos de detección/Eficiencia
Contador Geiger:
Contador Gamma (INa):
Contador Centelleo Líquido:
Control de contaminación: Contador Geiger
7%
4%
90%
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ENLACES DE INTERÉS
www.cern.ch............................................. European Laboratory for Particle Physics
www.ciemat.es.......................................... Centro de Investigaciones Energéticas,
Medioambientales y Tecnológicas.
www.cofis.es............................................ Colegio Oficial de Físicos de España (COFIS)
www.csn.es ..............................................Consejo de Seguridad Nuclear (CSN)
www.doe.gov ............................................Department of Energy USA (DOE)
www.enresa.es.......................................... Empresa Nacional de Residuos Radiactivos.
www.foronuclear.org.................................. Foro Nuclear
www.iaea.or.at.......................................... International Atomic Energy Agency (IAEA)
www.nrc.gov............................................. Nuclear Regulatory Commission USA (NRC)
www.pntic.mec.es..................................... Ministerio de Educación y Ciencia
www.sefm.es............................................. Sociedad Española de Física Médica (SEFM)
www.sepr.es............................................Sociedad Española de Protección Radiológica
www.sne.es.............................................. Sociedad Nuclear Española (SNE)