RADIACIONES IONIZANTES EN EL CONTEXTO DE LA SEGURIDAD E HIGIENE EN EL TRABAJO Ing. César F. Arias 1 INTRODUCCION A LAS RADIACIONES EN EL CONTEXTO DE LA HIGIENE Y SEGURIDAD EN EL TRABAJO Ing, César F. Arias RADIACIONES Los fenómenos naturales que ocurren en el planeta, los biológicos entre ellos, están fuertemente determinados o influenciados por Radiaciones de origen natural, a las que, desde el siglo pasado, se han sumado Radiaciones asociadas con procesos tecnológicos. Se emplea esta expresión para denominar diversas formas de propagación de energía mediante fenómenos ondulatorios, como los electromagnéticos, o mediante partículas nucleares. Así, la luz, el sonido y otras no detectables por los sentidos, tales como los rayos x y las ondas de radio constituyen radiaciones que poseen características muy diversas. Todo objeto material interpuesto en la trayectoria de un haz de radiación absorbe parte de la energía que esa radiación transporta. Los organismos vivos presentan diversos grados de vulnerabilidad a la energía absorbida y existen evidencias de efectos adversos sobre la salud de las personas expuestas a algunas de estas radiaciones. Pero la expresión “radiaciones” constituye una generalización que incluye fenómenos de muy diversa naturaleza y consecuencias. Uno de ellos, la ionización, implica un radical cambio de escala en la posibilidad de provocar efectos. A igualdad de energía involucrada, las radiaciones capaces de ionizar átomos dan lugar a efectos físicos y biológicos notoriamente más intensos que las radiaciones que no poseen esa capacidad. El significado de esta diferencia es tal que las radiaciones son clasificadas en Ionizantes y No Ionizantes. En el ámbito internacional y en la Argentina diversos organismos se han interesado en el estudio de los efectos sobre las personas de las radiaciones ionizantes y no ionizantes y en la elaboración de recomendaciones y normas de protección. En la actualidad, se cuenta con mucha mayor evidencia epidemiológica sobre efectos en la salud en el campo de las radiaciones ionizantes. RADIACIONES IONIZANTES Y NO IONIZANTES Una característica fundamental de todo haz de radiación es su Intensidad. Se denomina así a la energía que transporta el haz por unidad de tiempo y por unidad de área imaginaria transversal a su dirección de propagación. Este concepto también se denomina Densidad de Potencia y se puede expresa en Watt / m2. 2 Las radiaciones de naturaleza corpuscular, como las nucleares, distribuyen la energía que transportan entre partículas. La Densidad de Potencia está determinada entonces por el número de partículas o fotones que atraviesa un área imaginaria transversal unitaria por unidad de tiempo y la energía media que transporta cada partícula. En el caso de las radiaciones electromagnéticas, de acuerdo con la interpretación cuántica, la energía total transportada se distribuye en unidades energéticas denominadas cuantos o fotones. La energía de un fotón está relacionada con la frecuencia ó longitud de onda de la radiación, según las siguientes relaciones: E=h.f E = h . c . λ-1 E: energía de cada fotón (expresada en Joule) h: Constante de Plank h = 6,624 . 10-34 Joule . seg c: velocidad de la luz c = 3 . 108 m/s f: frecuencia de la radiación (expresada en Hertz = ciclos/seg) λ: longitud de onda de la radiación (expresada en metros) La Densidad de Potencia en el caso de las radiaciones electromagnéticas está determinada por el número de fotones que atraviesa un área imaginaria transversal unitaria por unidad de tiempo y la energía media de los fotones. Podría pensarse que los efectos de un haz de radiación dependen principalmente de la energía total transportada, pero ello no necesariamente es así. El grado de fraccionamiento de esa energía total entre partículas o fotones juega un papel decisivo en el modo de acción de las radiaciones. Si cada partícula o fotón transporta una energía superior a la necesaria para provocar la ionización de los átomos la repercusión física, química y biológica de la radiación será notoriamente mayor, debido a que los átomos ionizados pueden desencadenar reacciones químicas capaces de provocar modificaciones en la estructura y comportamiento de la materia. Esto es de particular relevancia en la respuesta biológica de los organismos vivos a las radiaciones. Para interpretar la clasificación de las radiaciones en Ionizantes y No Ionizantes debe comprenderse la interacción de las radiaciones con la materia a nivel atómico. En las estructuras atómicas, los electrones orbítales se mantienen vinculados con los respectivos núcleos por fuerzas eléctricas de atracción. En condiciones normales, los átomos constituyen estructuras eléctricamente neutras en virtud de la compensación de cargas entre electrones orbítales y protones del núcleo. Las órbitas electrónicas están asociadas con niveles de energía y todo alejamiento de los electrones respecto de los núcleos implica un incremento de energía del sistema. Las radiaciones que interactúan con la materia pueden aportar la energía necesaria para la ionización de los átomos, es decir la desvinculación eléctrica entre electrones y núcleos atómicos. Se dice entonces que los átomos están ionizados. Las estructuras dejan de ser eléctricamente neutras pues se dividen en dos iones: electrones con carga negativa y núcleos con una carga positiva. La reactividad química de un medio en el que los átomos se han ionizado es notablemente mayor. La energía mínima necesaria para provocar ionización es de algunas decenas de electrón Volt (eV). Es ésta una unidad habitualmente empleada para expresar energías correspondientes a estructuras atómicas. 1 eV equivale a 1,6.10-19 joule. 3 Las Radiaciones Ionizantes constituyen Radiaciones cuyas partículas o fotones transportan la suficientemente energía como para provocar la ionización de átomos que encuentran a su paso (o sea más de algunas decenas de eV). Poseen capacidad ionizante las siguientes radiaciones: rayos x, emisiones radiactivas (alfa, beta, positrones, gamma), productos de reacciones nucleares (neutrones, protones, deuterones). La ionización de átomos de moléculas constitutivas de las células da lugar a reacciones químicas capaces de provocar modificaciones estructurales o funcionales en las células de los seres vivos. Las Radiaciones no Ionizantes son radiaciones electromagnéticas cuyos fotones tienen niveles de energía inferiores a los que se requieren para provocar la ionización de los átomos. También pueden provocar efectos negativos sobre la salud pero a través de otros procesos biofísicos y para ello se requieren niveles de exposición miles a miles de millones de veces más elevados en términos de densidad de potencia. Se comportan como radiaciones no ionizantes la radiación luminosa, ultravioleta, infrarroja, láser, radiofrecuencia, microondas, y radiaciones de baja frecuencia. En términos de frecuencia y longitud de onda, las radiaciones electromagnéticas son ionizantes para longitudes de onda inferiores a 10-8 m o frecuencias superiores a 1017 Hz. En la presente publicación se analizan aspectos, físicos y biológicos de la interacción de las radiaciones con la materia y las personas, sus riesgos y los criterios y medios prácticas de protección, así como los aspectos normativos. El capítulo 1 esta dedicado a las Radiaciones Ionizantes y el capítulo 2 a las Radiaciones No Ionizantes. 4 RADIACIONES IONIZANTES CONTENIDO 123456789- Introducción Antecedentes Internacionales Aspectos Físicos de las Radiaciones Ionizantes Magnitudes y Unidades empleadas en Protección Radiológica Efectos sobre la Salud Criterios de Protección Radiológica y Límites de Exposición Características de las Fuentes de Radiación Ionizante Tecnología de la Protección y Seguridad Radiológica Referencias ANEXO I A Información numérica de interés en Protección Radiológica ANEXO I B Actividades laborales más comunes con fuentes de Radiación Ionizante ANEXO I C Análisis comparativo entre la Resolución 295/03, otras normas nacionales y recomendaciones internacionales. ANEXO I D Guía de Evaluación preliminar de Protección Radiológica 5 RADIACIONES IONIZANTES EN EL CONTEXTO DE LA HIGIENE Y SEGURIDAD EN EL TRABAJO Ing, César F. Arias 1- INTRODUCCIÓN La posibilidad de contar con herramientas para explorar el interior de la materia y el cuerpo humano sorprendió al mundo a fines del siglo XVIII. En 1895 William Roentgen descubría los Rayos x en la Universidad de Wurzburg. El año siguiente, en su laboratorio de París Henry Becquerel, hallaba otro fenómeno que poco después Marie Curie denominaría Radiactividad. En la actualidad se registran innumerables aplicaciones de aquellos descubrimientos en la Industria y otras Actividades Productivas, en Investigación, y muy especialmente en Medicina. El posterior descubrimiento de las reacciones nucleares y sus implicancias energéticas posibilitó la producción artificial de radioisótopos y el desarrollo de la energía nuclear. En la generación de energía nuclear se producen materiales radiactivos que deben gestionarse como residuos, eventualmente después de su reprocesamiento. Los rayos x y las emisiones nucleares pueden dañar severamente la salud. Esa evidencia surgió entre las personas que emplearon tubos de rayos x y materiales radiactivos en sus investigaciones y primeras aplicaciones. Los pioneros de la radiología enfermaban o morían tempranamente. Los científicos debieron entonces aceptar la contradictoria evidencia de que los fenómenos descubiertos podían contribuir tanto a salvar vidas como a provocar la muerte. Sin embargo, en aquellos primeros tiempos de la radiología y la radiactividad no existían aún señales de posibles efectos cancerígenos. Los rayos x, las emisiones radiactivas (alfa, beta, positrones, gamma) así como los productos de reacciones nucleares (neutrones, protones, deuterones, etc) tienen algo en común: constituyen Radiaciones cuyas partículas o fotones transportan la suficientemente energía como para provocar la ionización de átomos que encuentran a su paso. Por eso se denominan Radiaciones Ionizantes 2 - ANTECEDENTES INTERNACIONALES La percepción de los riesgos de las radiaciones ionizantes evolucionó desde una confiada ignorancia hasta el conocimiento de los efectos biológicos de nuestros días. Acompañando ese conocimiento nació y creció una interdisciplina nueva: la Protección Radiológica. ICRP Los primeros trabajadores con fuentes de radiación ionizante fueron los médicos dedicados a las exploraciones radiológicas y, en vista de los daños que experimentaban, el Segundo Congreso Internacional de Radiología celebrado en 1928, recomendó la creación de un Comité Internacional para estudiar el problema. Ese fue el origen de lo que hoy se conoce como 6 Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) (www.icrp.org) y el comienzo formal de la Protección Radiológica. Las primeras recomendaciones emitidas se referían a valores de blindajes que entonces se consideraban necesarios para la protección de los radiólogos y poco después a los valores de dosis de radiación que no debían exceder las personas que trabajaban con radiaciones. En la actualidad, esa Comisión constituye el organismo internacional que lidera la concepción filosófica y práctica de la Protección Radiológica (1). UNSCEAR En respuesta a la preocupación generada por los ensayos de armas nucleares en la atmósfera, la Organización de las Naciones Unidas creó en 1955 un organismo con la misión de recopilar toda información disponible sobre los efectos de las radiaciones ionizantes: el Comité Científico de la Naciones Unidas para el estudio de los Efectos de las Radiaciones Atómicas (UNSCEAR) (www.unscear.org). Desde entonces este Comité publica periódicamente Reports (2) con información sobre las fuentes de radiación existentes en el mundo, los niveles de exposición de las personas y los resultados de las investigaciones sobre los efectos de las radiaciones ionizantes en la salud. ICRU A fin de poder establecer correlaciones entre exposición a radiaciones ionizantes y efectos fue necesario estructurar un conjunto de magnitudes y unidades apropiadas para tener en cuenta los fenómenos físicos y los radiobiológicos. En este aspecto, se destaca la labor de la Comisión Internacional de Unidades de Radiación (ICRU) (www.icru.org) creada en 1925, en el Primer Congreso Internacional de Radiología. Esta Comisión y la ICRP han contribuido a definir las magnitudes y unidades que se emplean en Protección Radiológica en la actualidad (3). OIEA Los aspectos reguladores en Protección Radiológica han sido encarados durante la última década por un conjunto de organismos internacionales: Organización Mundial de la Salud (WHO) (www.who.org), Organización Panamericana de la Salud (PAHO) (www.paho.org), Organización Internacional del Trabajo (ILO) (www.ilo.org), Organización para la Alimentación y la Agricultura (FAO) (www.fao.org), Agencia Nuclear de Energía (NEA) (www.nea.org) y Agencia Internacional de Energía Atómica (IAEA) (www.iaea.org), organismo éste último que actuó como coordinador. Estos organismos han preparado varias publicaciones con la finalidad de orientar a los gobiernos en la organización o reorganización de las funciones reguladoras. En 1997 publicaron las “Normas Básicas de Seguridad para la Protección contra las Radiaciones Ionizantes y el Uso Seguro de Fuentes de Radiación” (4) Este documento establece un puente entre las recomendaciones conceptuales de la ICRP y las funciones de los gobiernos relacionadas con la implementación de tales recomendaciones de manera efectiva. 3 - ASPECTOS FÍSICOS DE LAS RADIACIONES IONIZANTES La materia posee una estructura corpuscular. El átomo constituye la menor unidad de sustancia simple que conserva propiedades químicas. Normalmente el estado eléctrico de cada átomo es neutro debido a una compensación de cargas de las partículas que lo componen. Pero cierto tipo de Radiaciones, al interactuar con las estructuras atómicas, pueden transferirles la energía necesaria para romper ese equilibrio. En tal caso el átomo se divide en dos partículas cargadas eléctricamente denominadas iones. Este fenómeno se conoce como ionización y las radiaciones capaces de provocar este efecto se llaman radiaciones ionizantes. 7 IONIZACIÓN Y RADIACIONES IONIZANTES La expresión Átomo, creada por los griegos para expresar la idea de una partícula no subdivisible, es empleada en la actualidad para denominar la menor unidad de sustancia química simple pero en modo alguno puede atribuírsele propiedades de indivisibilidad e inalterabilidad. El número de protones y neutrones que constituyen el núcleo de los átomos, así como el de los electrones orbitales puede modificarse por causas naturales o artificiales. La parte sustancial de la masa de un átomo se encuentra en su núcleo pero el volumen atómico está determinado por las órbitas electrónicas. La relación de radios orbítales y nucleares para el átomo de hidrógeno es del orden de 10.000 a 1 y por lo tanto la relación de volúmenes nucleares y atómicos es del órden de 1012 a 1. Consecuentemente, la estructura atómica puede ser interpretada como un espacio esencialmente vacío y por lo tanto fácilmente “navegable” por partículas que no posean carga eléctrica, como es el caso de los neutrones y la radiación electromagnética. Normalmente, cada átomo posee igual cantidad de protones con carga positiva en su núcleo y electrones orbitales con carga negativa, por lo que el átomo en su conjunto constituye una estructura eléctricamente neutra. Esta situación es relativamente estable pues los electrones orbitales están vinculados a los núcleos por fuerzas eléctricas y no pueden romper ese vínculo a menos que reciban un aporte de energía que lo haga posible. Estas energía suelen expresarse en eV (electron Volt) y su valor cuantitativo es superior a algunas decenas de eV. (1eV = 1,6 . 10-19 Joule). Estos valores de energía son muy pequeños en relación con los que habitualmente se manejan en aplicaciones domésticas o industriales; sin embargo, en el mundo del átomo tales niveles de energía no pueden obtenerse fácilmente, aunque cierto tipo de Radiaciones, al interactuar con las estructuras atómicas, pueden transferirles la energía necesaria para romper ese vínculo. Este fenómeno se conoce como Ionización y las radiaciones que lo provocan Radiaciones Ionizantes. El concepto de radiación implica transporte de energía. Sin embargo no cualquier tipo de radiación, al interactuar con estructuras atómicas, puede provocar fenómenos de ionización. Las radiaciones, de manera similar a la materia, también poseen una estructura discontinua o discreta consistente en partículas o fotones y sólo pueden inducir ionizaciones si cada una de estas partículas o fotones posee la energía suficiente. Así por ejemplo las radiaciones electromagnéticas que se utilizan en comunicaciones (radio, televisión) no tienen capacidad ionizante. Se denominan Radiaciones Ionizantes a aquellas radiaciones que son capaces de ionizar los átomos de la materia que encuentran en su trayecto. Los efectos de la ionización que produce este tipo de radiaciones pueden ser significativos pues al destruirse la neutralidad eléctrica de los átomos se modifica el comportamiento químico de las moléculas de cuya estructura forman parte. Si ello ocurre en células vivas, pueden originarse efectos sobre la salud de gravedad diversa aún con valores de energía muy pequeños. Así pues, si bien las Radiaciones Ionizantes constituyen un factor de riesgo de naturaleza física (pues el fenómeno inicial de ionización es de carácter físico), pueden provocar daños en las estructuras biológicas a través de un incremento en la reactividad química de medio. 8 CARACTERÍSTICAS DE LAS RADIACIONES IONIZANTES Tienen propiedades ionizantes las radiaciones que emiten las sustancias radiactivas (alfa, beta, positrones, gamma), las radiaciones que se producen en las reacciones nucleares (como las que ocurren en reactores nucleares o las que se logran mediante aceleradores de partículas), los rayos X, y las radiaciones que provienen del Universo (rayos cósmicos). Los diversos tipos de radiaciones ionizantes difieren por los valores de masa, carga eléctrica y energía de sus partículas. Estas características determinan el comportamiento de las mismas al interactuar con un medio material. Rayos x Los denominados rayos x consisten en radiaciones electromagnéticas originadas en la colisión de un haz de electrones contra un material de alto número atómico como el Tugsteno (habitualmente llamado blanco). La colisión puede tener lugar en el interior de un tubo de rayos x o un acelerador de electrones. La energía de los fotones (unidades energéticas de radiación electromagnética) están entre 10 keV y 150 keV en los equipos utilizados para obtener imágenes en seres humanos y entre 100 keV y 50 MeV en los equipos de tratamiento médico. (1) Tanto en los equipos de rayos x como en los aceleradores de partículas la emisión de rayos x puede iniciarse, controlarse e interrumpirse a voluntad accionando los controles de los equipos. Tubo de Rayos x El dispositivo específicamente diseñado para emitir rayos x consiste en un tubo de vidrio o metal de alto vacío. En un extremo del mismo (cátodo), se liberan electrones por emisión termoiónica. En el otro extremo. se dispone el ánodo o blanco que recibe el impacto de los electrones. Entre el cátodo y el ánodo se aplica alta tensión continua. El campo eléctrico así creado provoca la aceleración de los electrones hacia el blanco. Regulando la tensión entre distintos valores (10 kV a 300 kV) se obtienen rayos de mayor o menor energía de acuerdo con la capacidad de penetración que se requiera. El flujo de electrones constituye una corriente eléctrica cuya intensidad puede regularse (10 mA a 300 mA) para modificar la intensidad del haz de rayos x generado. En el blanco, los rayos x se generan en todas las direcciones del espacio. Pero, a efectos de evitar exposiciones innecesarias, debe limitarse la emisión de rayos x a un cono cuyo ángulo sea estrictamente el necesario para obtener el campo de radiación que se desea en relación con el objeto a irradiar. Por ello, el tubo está revestido de una protección de plomo que reduce drásticamente la emisión de rayos x (radiación de fuga) en toda el área en que no interesa la emisión. Adicionalmente se utilizan dispositivos colimadores del haz. Consola de comando La operación del tubo de rayos x se realiza desde una consola, alejada de la posición en que está instalado el tubo. Desde la consola pueden controlarse todos lo parámetros que definen las características del haz y el tiempo de irradiación. Control de tensión del tubo (kV): regulando la diferencia de potencial que se aplica al tubo se pueden obtener fotones de mayor o menor energía y así obtener un haz de capacidad penetrante apropiada. Control de la intensidad de corriente en el tubo o (mA): regulando la intensidad de corriente se controla la cantidad de fotones de rayos x que se emiten por unidad de tiempo. 9 La intensidad de un haz de rayos x, como la de cualquier otra forma de radiación, está dada por la energía que transporta el haz por unidad de tiempo y por unidad de sección transversal. Ese valor depende de la cantidad de fotones que por unidad de tiempo atraviesan la unidad de sección transversal y de la energía media de los mismos. Tanto la tensión aplicada como la intensidad de corriente afectan la intensidad del haz de rayos x. La intensidad de corriente guarda una relación lineal con la intensidad del haz. La tensión afecta la intensidad del haz de modo aproximadamente cuadrático. Un temporizador (timer) en la consola permite predeterminar el tiempo de emisión de rayos x. Para radiografías este tiempo es necesariamente breve (fracciones de segundo) a fin de evitar que los movimientos del paciente resten nitidez a la imagen. Radiactividad y Emisiones Radiactivas Ciertos átomos no son estables y manifiestan un fenómeno denominado Radiactividad. Consiste en una tendencia estadísticamente sistemática a la desintegración espontánea de sus núcleos por emisión de partículas nucleares y energía electromagnética. La intensidad con que se produce este fenómeno recibe el nombre de Actividad y representa el número de desintegraciones que ocurre por unidad de tiempo en una sustancia radiactiva (ello depende del tipo de sustancia radiactiva y de su masa). La unidad de actividad es el Becquerel que equivale a 1 desintegración por segundo. La antigua unidad de Actividad que aún se sigue empleando es el Curie (Ci) (1Ci = 3,7 . 1010 Bq). 1 Ci es la actividad de 1 gramo de Radio 226. Las principales emisiones radiactivas se denominan alfa, beta y gamma. Este fenómeno no es controlable ni es posible interrumpir. La actividad de una sustancia radiactiva decae exponencialmente en función del tiempo. Una medida muy útil del ritmo con que se produce el decaimiento espontáneo es el Tiempo de Semidesintegración (o sea el tiempo en que la actividad inicial se reduce a la mitad). Este tiempo es característico de cada sustancia radiactiva y puede variar desde algunos segundos hasta miles de millones de años. Las emisiones radiactivas gamma son de naturaleza electromagnética y se originan en el núcleo de algunos átomos radiactivos. Sus energías se encuentran en un rango de algunos keV hasta algunos Mev. Las emisiones radiactivas alfa son partículas constituidas por dos protones y dos neutrones, su carga eléctrica es +2 (tomando como unidad la carga eléctrica de un protón). Las emisiones radiactivas beta negativas consisten en partículas iguales a electrones que son emitidas toda vez que un neutrón se transforma en un protón. Su carga eléctrica es –1. Las emisiones radiactivas beta positivas o positrones consisten en partículas iguales a electrones que son emitidas toda vez que un protón se transforma en un neutrón. Su carga eléctrica es +1. Reacciones nucleares y radiaciones resultantes Es posible inducir artificialmente ciertas trasmutaciones nucleares mediante proyectiles apropiados (protones, neutrones, partículas alfa, radiación gamma, etc). Estas reacciones nucleares se pueden controlar a voluntad y, como producto de las mismas, resultan diversas radiaciones ionizantes: protones, neutrones, radiación gamma, etc. cuyas energías están dentro de un amplio rango. Reacciones nucleares de particular interés son las de fisión y fusión por su 10 importancia energética y las reacciones de activación porque dan lugar a la producción de nuevas sustancias radiactivas cuya actividad, una vez generadas, no es ya controlable. INTERACCIONES ENTRE LAS RADIACIONES Y LA MATERIA Cuando un haz de radiación ionizante interactúa con la materia que encuentra a su paso cede energía y genera ionizaciones. De tal modo, a lo largo de su recorrido, la radiación disminuye su intensidad. Este fenómeno da lugar a modificaciones en la materia irradiada y modificaciones energéticas y direccionales en el haz de radiación. Este proceso se aprovecha, por ejemplo, en el diseño de blindajes. Las radiaciones constituidas por partículas cargadas eléctricamente, tales como las radiaciones alfa y beta, pueden ionizar directamente los átomos del material con el que interactúan y se denominan "radiaciones directamente ionizantes". Los rayos x y gamma (radiaciones electromagnéticas) y los neutrones, que no poseen carga eléctrica, al interactuar con la materia, liberan partículas cargadas que son las que a su vez ionizan los átomos del material; estas radiaciones se denominan "indirectamente ionizantes". Un aspecto importante de la interacción radiación–materia consiste en la capacidad de penetración de la radiación. Las radiaciones directamente ionizantes son poco penetrantes (el alcance o máxima penetración es de algunos micrones para las partículas alfa y algunos milímetros para las partículas beta cuando interactúan con agua o tejidos biológicos). Por el contrario, las radiaciones indirectamente ionizantes no tienen un alcance máximo en la materia. Su intensidad se atenúa exponencialmente en función del espesor del material y, en rigor, esa intensidad resulta nula sólo para espesores infinitos de materia. Una manera práctica de comparar la acción penetrante de las radiaciones indirectamente ionizantes consiste en cotejar los valores del Hemiespesor ó Capa Hemirreductora. Recibe este nombre el espesor de material necesario para reducir a la mitad la intensidad de una radiación. El valor del hemiespesor depende del tipo de radiación indirectamente ionizante (elecromagnética o neutrónica), su espectro de energías, y la naturaleza del material absorbente (Ver Anexo IA.11) 4 - MAGNITUDES Y UNIDADES EMPLEADAS EN PROTECCION RADIOLOGICA La Protección Radiológica ha debido definir magnitudes y unidades, que trascienden el campo de la Física de las Radiaciones e incursionan el campo de la Radiobiología (1), (3). La magnitud fundamental empleada en Protección Radiológica se denomina Dosis Absorbida o simplemente Dosis. Representa la energía absorbida en un medio por unidad de masa y se expresa en Gray (Gy), que equivale a 1 Joule /kg. La definición de Dosis Absorbida permite su aplicación a cada punto del volumen irradiado de un material pero, a los fines de la Protección Radiológica, suele ser suficiente conocer la dosis media en cada órgano o tejido habitualmente denominada Dosis en Organo (DT). 11 La magnitud dosis absorbida es un concepto estrictamente físico. La distribución microscópica de los iones en el material irradiado difiere significativamente según el tipo de radiación. Por tal razón, a igualdad de dosis involucrada, distintos tipos de radiación ionizante pueden provocar efectos biológicos de distinta intensidad. A fin de tener en cuenta este efecto se define la magnitud Dosis Equivalente (H); se obtiene a partir de la dosis media en un órgano DT y un factor de ponderación wr que depende del tipo de radiación. Esta magnitud se expresa en Sievert (Sv) y dimensionalmente es también equivalente a joule/kg. Los valores del factor de ponderación wr para los distintos tipos de radiación tienen su origen en un concepto radiobiológico denominado Eficiencia Biológica Relativa asociado con la distribución microscópica de la energía. Los valores de wr han sido normalizados con fines de Protección Radiológica. (ver Anexo I A.1) . H = D . wr Por otra parte, los distintos tejidos y órganos del organismo humano manifiestan diferente radiosensibilidad. Cuando varios órganos son irradiados, cada uno contribuye en distinto grado a la probabilidad de que en el organismo se induzcan efectos como cáncer. A fin de tener en cuenta el detrimento total sobre una persona irradiada deben sumarse las dosis equivalentes recibidas por cada órgano ponderadas por un factor wT. que representa la radiosensibilidad relativa del mismo (ver Anexo I A 2). Esa sumatoria ponderada de dosis equivalentes en órganos constituye lo que se denomina Dosis Efectiva (E) y se expresa en Sievert (Sv). E = Σ HT . wT Si los materiales radiactivos se incorporan al organismo, la irradiación interna de los tejidos da lugar a absorción de dosis a lo largo del tiempo. El valor total de esa dosis queda definida en el momento de la incorporación de material radiactivo y depende de las características físicas y químicas del radioisótopo, de su metabolismo y de la actividad incorporada. Esa dosis recibe el nombre de Dosis Efectiva Comprometida y se expresa en Sievert. 5 – EFECTOS SOBRE LA SALUD La filosofía de la Protección Radiológica está determinada principalmente por el conocimiento de los efectos biológicos de las radiaciones en los seres humanos. No puede interpretarse adecuadamente esa filosofía sin tener conocimiento de algunos aspectos básicos sobre los efectos radiobiológicos. Existen variadas fuentes de información al respecto, pero el estudio más representativo que ha logrado efectuarse es el realizado sobre los sobrevivientes de las poblaciones de Hiroshima y Nagasaki, expuestas a radiaciones ionizantes como consecuencia de las explosiones nucleares de 1945 (2). EFECTOS A NIVEL CELULAR Los procesos de ionización, y en menor medida los de excitación, generados por las radiaciones ionizantes en el medio celular, alteran el comportamiento químico de sus moléculas lo que puede dar lugar a modificaciones anatómicas y funcionales en la célula. Las estructuras celulares en las que esta acción es más significativa son las moléculas de Acido Desoxirribonucleico (ADN). Los daños que pueden producirse en una molécula de ADN incluyen la posibilidad de modificaciones de la información genética, no siempre corregibles por los mecanismos celulares de reparación. 12 EFECTOS SOBRE EL ORGANISMO El comportamiento armónico del organismo depende del normal funcionamiento de cada uno de sus órganos y tejidos. La estructura de la mayor parte de ellos se sostiene mediante la periódica reposición de sus células, que está condicionada por el correcto funcionamiento de los mecanismos de reproducción celular. A su vez el comportamiento de las células es función de la integridad con que logren preservar su información genética. Los efectos biológicos de las radiaciones en un organismo se clasifican en dos grandes categorías: Efectos Determinísticos Esta expresión significa que, en base al conocimiento disponible, es posible predecir el efecto que habrá de provocar en una persona determinada la absorción de una dosis dada por parte de sus órganos o tejidos. Se caracterizan por: la muerte o imposibilidad de reproducción de las células irradiadas. Si la cantidad de células involucradas es suficientemente grande, los tejidos u órganos expuestos pueden resultar dañados. La intensidad de este tipo de efecto presenta una correlación con la dosis de tipo sigmoideo y se manifiesta sólo si la dosis supera ciertos umbrales. Los valores umbrales de dosis difieren según los tejidos u órganos irradiados. Para exposición única y aguda los valores de dosis umbral son superiores a 0,5 Gy, en tanto que para exposición crónica son superiores a 0,1 Gy por año. La irradiación de todo el cuerpo puede provocar daños de diversa severidad y hasta la muerte del individuo irradiado. La causa determinante de la muerte difiere según el orden de magnitud de las dosis recibidas. La dosis letal media (dosis aguda en todo el cuerpo que puede provocar la muerte de la mitad de las personas irradiadas en un lapso de 60 días) es del orden de 3 a 5 Gy. Dosis superiores a 8 Gy en todo el cuerpo provocan la muerte de la totalidad de los individuos irradiados. Efectos estocásticos Se denominan así por que no pueden predecirse a nivel individual sino tan solo de manera estadística en grupos numerosos de personas que han recibido dosis de radiación. Se caracterizan por la modificación de la información genética de células sin pérdida de su capacidad reproductiva. Esas modificaciones pueden propagarse a través de sucesivas reproducciones celulares, dando lugar a colonias de células modificadas. Este proceso puede derivar en fenómenos que se manifiestan como efectos cancerígenos tras un período de latencia. Si las modificaciones se producen en células germinales pueden transmitirse a la descendencia de las personas irradiadas, dando lugar a efectos hereditarios. Estos efectos tienen características probabilísticas y se considera que carecen de umbral de dosis; Efectos Cancerígenos La correlación entre probabilidad de muerte por cáncer y dosis se ha modelizado con las siguientes características: a) Una región de bajas dosis donde la relación es lineal y sin umbral (0-100 mSv). b) Una región de dosis mayores en la que esa relación es aproximadamente cuadrática (100 mSv – 3 Sv) c) Una región de dosis aún mayores donde la curva decrece debido a que a esos niveles prevalece la muerte. 13 PROBABILIDAD α* α DOSIS Desde el punto de vista de la Protección Radiológica aplicable a situaciones de operación normal de una fuente la región de mayor interés es la de bajas dosis y bajas tasas de dosis, donde la relación probabilidad-dosis se supone lineal. La pendiente de esta relación es α y constituye el factor de riesgo en tales condiciones. La pendiente de la relación entre probabilidad de muerte por cáncer radioinducido y Dosis Efectiva constituye el factor de riesgo de muerte por cáncer y según las estimaciones de la ICRP (1) su valor es 5 % por Sv para miembros de la población en general y 4 % por Sv para trabajadores (la diferencia se debe a que en los niños y jóvenes la incidencia de cáncer es mayor que en los adultos y por lo tanto en la epidemiología del grupo trabajadores, que excluye a los menores de 18 años, el resultado es menor). Efectos Hereditarios No se han podido comprobar efectos hereditarios en seres humanos. Sin embargo, a partir de estudios en especies animales se estima que la relación entre efectos en la primer generación y dosis es mucho menor que la del efecto cancerígeno (10 veces menor aproximadamente) (6). Efectos de la irradiación durante los períodos embrionario y fetal La irradiación durante el período embrionario o fetal puede provocar la muerte del feto, malformaciones, retardo mental e inducción de afecciones malignas. En experimentos con animales se ha visto que es posible provocar la muerte con dosis del orden de 0.1 Gy antes o inmediatamente después del implante del embrión en el útero y, posteriormente, con dosis mayores. La irradiación durante las semanas 8 a 25 puede provocar retardo mental. El período más sensible es el que transcurre entre la semana 8 y la 15. En este intervalo la fracción de personas irradiadas en el período fetal que manifiestan retardo mental severo aumenta a razón de 40 % /Sv. El coeficiente intelectual se modifica en 30 unidades por Sv. 14 6 - CRITERIOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Y LÍMITES DE EXPOSICIÓN En el ámbito internacional, la filosofía de la Protección Radiológica ha sido desarrollada por la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) (1). Las últimas Recomendaciones de carácter general de este organismo datan de 1990 y en la actualidad están en preparación nuevas Recomendaciones que serán publicadas probablemente durante el transcurso de 2006 (5). En particular, este organismo ha dedicado publicaciones a la Protección Radiológica de los Trabajadores (7). Los aspectos regulatorios han sido desarrollados por el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) (4), conjuntamente con otras organizaciones internacionales tales como la Organización Mundial de la Salud, la Organización Panamericana de la Salud y la Organización Internacional del Trabajo. Argentina ha adoptado políticas en materia de Protección contra Radiaciones Ionizantes mediante instrumentos legales (8) y ha adherido a las recomendaciones internacionales en la materia mediante las normas establecidas por la Autoridad Regulatoria Nuclear (9) y el Ministerio de Salud (10). Más recientemente el Ministerio de Trabajo ha ampliado su interés en materia de Protección contra Radiaciones Ionizantes mediante la Resolución No 295/03. A quienes proteger? Se considera separadamente la protección de personas que trabajan con fuentes de radiación, de miembros de público que pueden resultar expuestos a radiaciones por razones circunstanciales o sistemáticas debido a la emisión de radiación ó descarga de materiales radiactivos al ambiente, y de pacientes a los que se les prescriben procedimientos de diagnóstico o terapia con fuentes de radiación. La razón para considerar separadamente estas categorías de personas radica en que la relación entre riesgos y beneficios es notoriamente diferente en cada caso. En esta publicación se considera solamente la protección de los trabajadores. Situaciones Normales ó Accidentes? Las personas habitualmente resultan expuestas a radiaciones debido al desarrollo normal de actividades planificadas con fuentes de radiación. Pero debe tenerse en cuenta que también pueden resultar expuestas debido a exposiciones anormales provocadas por incidentes o accidentes (Exposiciones Potenciales en el léxico de la ICRP). En situaciones normales, mediante el apropiado diseño y operación de las instalaciones y fuentes, se pueden mantener las dosis de radiación bajo control y por debajo de límites establecidos. Pero en una situación accidental se pierde el control sobre las fuentes, las personas o las vías de exposición, por lo que las dosis pueden alcanzar valores muy superiores a los límites. Las recomendaciones de la ICRP del año 1990, enfatizan fuertemente la necesidad de prevenir los accidentes, o Exposiciones Potenciales, además de mantener bajo control las situaciones de exposición normal. A tal efecto se recomienda cuantificar, en términos probabilísticos, la eventual ocurrencia de accidentes, proponiendo límites de probabilidad que sirvan de guía para el diseño de las instalaciones, las fuentes de radiación y la complejidad de los sistemas de seguridad. En publicaciones posteriores (11) (12) se han profundizado estas ideas y se suministran ejemplos de aplicación de estrategias para reducir la probabilidad de accidentes. 15 CRITERIOS FUNDAMENTALES DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA 1) Los organismos reguladores sólo deben autorizar aquellas prácticas con fuentes de radiación que produzcan un beneficio real a los usuarios o a la sociedad: Justificación de las Prácticas. Se descartan así las aplicaciones superfluas. 2) Se deben Restringir los Riesgos que implican las prácticas mediante Límites de Dosis aplicables al desarrollo normal de las prácticas y Límites de Probabilidad aplicables a la posibilidad de ocurrencia de accidentes. Este criterio se debe llevar a la práctica adoptando valores numéricos para los límites e imponiendo el precepto de optimizar la protección. Las dosis de radiación natural y las dosis de radiación que las personas reciben como pacientes no deben contabilizarse a efectos de verificar el cumplimiento de los Límites de Dosis. Límites establecidos por la ICRP y adoptados por la Argentina. Riesgos asociados . Límites Anuales de Dosis Trabajadores: Dosis Efectiva: 20 mSv (resultado del promedio en cinco años continuos con 50 mSv de dosis máxima anual). Dosis Equivalente en Organos: 150 mSv por año en Cristalino; 500 mSv por año en piel y extremidades. Riesgo asociado de muerte por cáncer: 0,8 por mil trabajadores por año. Trabajadoras embarazadas: El feto se considera un miembro del público. La dosis equivalente en él no debe superar 1 mSv durante el embarazo. Como criterio práctico, la dosis equivalente en la superficie del abdomen de la madre no debe superar 2 mSv en ese lapso y la Actividad incorporada de material radiactivo debe ser inferior a 1/20 el Límite Anual de Incorporación. Miembros del Público: Dosis Efectiva: 1 mSv por año Dosis Equivalente en Órganos anual: 15 mSv por año en Cristalino; 50 mSv por año en piel. Riesgo asociado de muerte: 0,06 por mil personas por año. Pacientes expuestos a Radiaciones Ionizantes: No aplicable. Las dosis no pueden limitarse porque los beneficios pueden ser muy diversos. Un procedimiento apropiado puede contribuir a preservar la vida del paciente. Límites de Probabilidad de Accidentes con consecuencias mortales ARN Norma Básica (9) Trabajadores: 10-5 por año Público: 10-6 por año 3) Se debe Optimizar la Protección, lo que significa que los responsables de la tenencia y uso de fuentes de radiación y los trabajadores (cada uno en su ámbito de decisión) deben emplear todos los recursos razonables a fin de que: a) las dosis efectivamente incurridas por las personas estén por debajo de los límites de dosis tanto como sea posible; 16 b) el número de personas expuestas a radiación sea el menor posible; c) la probabilidad de accidentes se encuentre por debajo de los límites de probabilidad tanto como sea posible. La expresión “razonable” debe interpretarse en el contexto de las necesidades y restricciones económicas de cada sociedad. El concepto de Optimización puede parecer impreciso y difuso. Su origen se encuentra en la naturaleza misma de los efectos estocásticos como la radiocarcinogénesis. Toda dosis de radiación, por pequeña sea, contribuye a aumentar la probabilidad de inducción de cáncer. No es posible definir un nivel de dosis de radiación artificial distinto de cero que corresponda a una completa seguridad en tales condiciones. Cero dosis implicaría renunciar a las aplicaciones de las fuentes de radiación y consiguientemente a sus beneficios. Esa posición extrema causaría más perjuicios que beneficios a la sociedad. En consecuencia, la adopción de Límites implica definir referencias para los riesgos máximos eventualmente tolerables y el mandato de Optimizar genera una presión flexible conducente a que las situaciones reales impliquen riesgos sustancialmente inferiores a los que se corresponden con los límites. Un razonamiento similar se aplica a la prevención de accidentes y los límites de probabilidad. La aplicación sistemática del principio de Optimización a nivel global ha logrado que, en la actualidad, las dosis que reciben los trabajadores sea sustancialmente inferiores a los Limites en los países en que estos criterios han sido adoptados. 7 - CARACTERISTICAS DE LAS FUENTES DE RADIACION IONIZANTE RADIACION NATURAL Desde su origen el hombre ha estado expuesto a radiaciones ionizantes debido a la presencia natural de sustancias radiactivas en la tierra, especialmente el gas Radón, y la radiación de origen cósmico. La exposición promedio a radiación natural en el planeta es del orden de 2,4 mSv por persona por año. RADIACION ARTIFICIAL Las propiedades de la Radiaciones Ionizantes han inducido a su empleo en diferentes campos de la actividad humana, a fin de obtener Información ó para provocar Modificaciones. En la actualidad, su empleo se ha vuelto imprescindible en Medicina (Diagnóstico y Tratamiento), en la Industria, (Radiografía Industrial, Mediciones de procesos diversos, e Irradiación Industrial, en Investigación y Actividades Agropecuarias. En el ciclo de combustible nuclear, se procesan materiales radiactivos, no porque interesen sus propiedades radiactivas sino por su potencialidad energética en reacciones de fusión. En particular, los residuos nucleares que se generan en estos procesos son altamente radiactivos y constituyen un subproducto conflictivo de la conversión de energía de origen nuclear. CARACTERÍSTICAS DE LAS FUENTES DE RADIACIÓN ARTIFICIALES Las fuentes de radiación se diseñan tecnológicamente para satisfacer los requerimientos de las aplicaciones médicas, industriales, agropecuarias, energéticas, etc. La adecuada elección de una fuente depende de sus características, como se resume a continuación: 17 Disponibilidad de Fuentes de Alimentación de Energía Cuando no se dispone de fuentes de alimentación con suficiente comodidad en los lugares en que las fuentes deben ser utilizadas, quedan descartados los generadores de rayos x y los aceleradores de partículas, debiendo entonces emplearse fuentes radiactivas dado que son energéticamente autónomas. Fuentes Selladas o Abiertas En algunos procesos y en ciertas aplicaciones, las fuentes radiactivas se presentan bajo la forma de polvos, líquidos o gases, es decir en una modalidad que favorece su dispersión en el medio ambiente y que, en caso de que se incorporen en el organismo de las personas, son metabolizadas. Se las denomina Fuentes Abiertas o no Selladas. En otros casos las fuentes están encapsuladas de modo que no pueden dispersarse ni incorporarse al organismo de las personas, en tanto no se deteriore el encapsulamiento. Se las denomina Fuentes Selladas. Irradiación Externa o Interna Toda vez que se emplean equipos de rayos x, aceleradores de partículas, o fuentes radiactivas selladas las personas pueden resultar expuestas a radiaciones que provienen del exterior de su organismo (irradiación externa). Cuando se emplean fuentes radiactivas abiertas las personas pueden resultar irradiadas desde el exterior y también desde el interior de su organismo debido a la incorporación deliberada o inevitable de material radiactivo y posteriores procesos metabólicos. La dosis comprometida, asociada a la incorporación de material radiactivo, depende de la actividad incorporada, las características físicas del radioisótopo (tiempo de semidesintegración física) y sus características químicas (tiempo de semieliminación biológica según el metabolismo). Generación de Residuos sólidos y Efluentes Radiactivos Las instalaciones que operan con fuentes abiertas generan residuos radiactivos y efluentes que pueden requerir una gestión especial según la actividad del material radiactivo involucrado y sus tiempos de semidesintegración. Fuentes en desuso Cuando la actividad de las fuentes radiactivas, por efecto del decaimiento radiactivo, disminuye por debajo de cierto valor, deja de ser útil y en consecuencia ya no puede ser utilizada. Tales fuentes en desuso constituyen muy importantes fuentes de riesgo y, en el pasado, han dado lugar a accidentes muy severos. Las fuentes en desuso no deben ser conservadas en las instalaciones sino que deben ser gestionadas adecuadamente. Fuentes Fijas o Móviles Las fuentes de radiación pueden ser utilizadas permanentemente en un mismo local o en diferentes ámbitos de un edificio (equipos de rayos x portátiles y fuentes radiactivas de braquiterapia en un hospital). Algunas fuentes pueden ser trasladas entre distintas localidades de un mismo país o entre países (fuentes de radiografía industrial). La posibilidad de movilización de las fuentes introduce un factor adicional de riesgo, particularmente si se trata de fuentes radiactivas. Tipo de Radiaciones, Energía y penetración Cuando se elige una fuente de radiación se deben tener en cuenta las características de la radiación que produce (tipo de partícula y energía) en función del grado de penetración en la materia que se desea obtener. Se utilizan fuentes radiactivas gamma, rayos x y fuentes de neutrones, de energías variables, para acciones profundas e intermedias, fuentes radiactivas 18 beta para acciones poco profundas y fuentes radiactivas alfa para acciones superficiales o locales. (Ver Anexo IA. 3) 8 - TECNOLOGÍA DE LA PROTECCIÓN Y SEGURIDAD RADIOLÓGICA El único modo de controlar los riesgos asociados con las radiaciones ionizantes consiste en restringir y vigilar las dosis de radiación que reciben los individuos en condiciones normales de operación, por irradiación externa y por contaminación interna y adoptar medidas de seguridad para reducir la probabilidad de accidentes (13) (14). PROTECCIÓN CONTRA LA IRRADIACIÓN EXTERNA Los valores de Dosis por unidad de tiempo (tasa de dosis) en situaciones particulares pueden obtenerse por cálculo o medición. Para los casos muy frecuentes de campos de radiación provocados por fuentes consideradas puntuales (fuentes de pequeño tamaño comparado con las distancias a las que pueden estar las personas), se cuenta con valores conocidos y publicados de Factores Gamma ( Γ ) (Ver valores en Anexo I A. 5). Se da este nombre a valores indicativos de la tasa de dosis por unidad de actividad que producen distintos radioisótopos a la unidad de distancia. De tal modo, se puede conocer la tasa de dosis para distintas actividades y distancias mediante la ecuación: dD / dt = Γ . A . r -2 A: Actividad de la fuente r: distancia de la fuente al punto en que se desea determinar la tasa de dosis Para rayos x existen curvas experimentales que suministran valores de tasa de dosis a una distancia unitaria para diferentes valores de tensión (kV) y corrriente eléctrica (mA) en el tubo. REDUCCION DE LA EXPOSICION La reducción de dosis por irradiación externa puede lograrse aumentando la distancia respecto a las fuentes, interponiendo blindajes o disminuyendo el tiempo de exposición. Distancia En el caso de fuentes puntuales (fuentes de pequeño tamaño comparado con las distancias a las que pueden estar las personas) las dosis de radiación dependen inversamente del cuadrado de la distancia a que se encuentran de la fuente. Una duplicación de distancia significa una reducción de dosis a la cuarta parte. Un incremento de distancia de 10 veces implica una reducción de dosis de 100 veces. 19 Blindaje La interposición de material entre las fuentes de radiación y las personas constituye un importante medio para reducir las dosis de radiación. Las características del blindaje dependen de la naturaleza de la radiación y de la intensidad del haz. Radiación Beta Este tipo de radiación puede ser detenido completamente mediante un blindaje apropiado cuyo espesor depende de la energía de las partículas beta y de la densidad del material blindante. (Ver Anexo IA. 6 y 7). Debe tenerse en cuenta que las partículas beta, al ser frenadas en un material blindante, generan rayos x que puede requerir a su vez un blindaje. A fin de minimizar este fenómeno es conveniente utilizar materiales de bajo número atómico para blindar la radiación beta. Radiación electromagnética: X y Gamma En este caso la intensidad del haz de radiación se atenúa exponencialmente con el espesor del blindaje. El espesor necesario de blindaje depende del grado de atenuación que se desee conseguir, de la naturaleza del material blindante y de la energía de la radiación electromagnética (Ver Anexo I A. 8, 9,y 10). Un concepto muy utilizado es el de capa hemirreductora. Se la define como el espesor de material blindante que reduce la intensidad del haz de radiación a la mitad. La capa hemirreductora es una característica de cada tipo de material y de la energía de la radiación empleada. También suele emplearse el concepto de capa decirreductora o espesor de material blindante que reduce la intensidad de la Radiación a la décima parte. (Ver Anexo IA.11). Las características físicas de los tipos de interacción y los valores económicos de los distintos materiales hacen aconsejable utilizar plomo para instalaciones de rayos x de energías hasta 200 kVmax y hormigón para instalaciones de radiación gamma. Valores típicos de espesor de blindaje son: 1 a 2 mm de plomo para instalaciones de rayos x de diagnóstico y 1 a 2 m de hormigón para radiación gamma como en instalaciones de Radioterapia. Habitualmente las fuentes poseen contenedores y colimadores que circunscriben el haz de radiación a un cono de pequeña abertura. En estos casos, sólo algunas regiones del espacio serán alcanzados por el haz de radiación directamente (Radiación Primaria). Pero, a través de la carcasa de loa contenedores, también se propaga radiación aunque mucho mas débilmente (Radiación de Fuga). Por otra parte, las personas u objetos irradiados por el haz primario provocan su dispersión actuando entonces como fuentes de Radiación Dispersa. La radiación de Fuga y la Radiación Dispersa constituyen lo que suele llamarse Radiación Secundaria. El diseño de los blindajes debe contemplar tanto la radiación primaria como la radiación secundaria. En ciertos casos deben emplearse elementos de protección personal para reducir la exposición externa. Tal es el caso de los delantales plomados y anteojos con vidrios plomados que emplean los radiólogos, especialmente en los procedimientos de radiología intevencionista. Tiempo Existe una relación lineal entre la dosis y el tiempo de exposición (siempre que el tiempo de exposición sea sustancialmente menor que el tiempo de semidesintegración del radioisótopo en el caso de fuentes radiactivas). Este concepto se refiere al tiempo de permanencia en proximidad 20 de las fuentes cuando las mismas están en situación de irradiación, y no debe confundirse con el tiempo de la jornada laboral. Es útil tener en mente algunas referencias de tasas de dosis. Por ejemplo, para una dosis efectiva anual de 20 mSv, suponiendo 2000 horas de trabajo al año, la tasa de dosis efectiva resulta 10 μSv/h. Es decir, para tareas en las que el nivel de exposición sea relativamente homogéneo en el tiempo, la tasa de dosis efectiva debe encontrase por debajo de 10 μSv/h para no superar 20 mSv en el año. Para tareas en las que el nivel de exposición sea irregular en el tiempo la tasa de dosis efectiva puede ser momentáneamente más elevada siempre que la dosis anual se encuentre por debajo del Límite. Por ejemplo, si una tarea implica exposición a radiaciones durante 2 hs por día en vez de 8 hs, o sea 500 horas por año en vez de 2000 hs, la tasa de dosis efectiva de referencia sería 2,5 μSv/h. Recordar que 20 mSv es el Límite Anual de Dosis Efectiva pero, de acuerdo con el criterio de optimización, la dosis efectiva anual debe ser sustancialmente menor. PROTECCIÓN CONTRA LA CONTAMINACIÓN INTERNA El empleo de fuentes no selladas posibilita la dispersión del material radiactivo en los elementos y superficies de trabajo, pisos y paredes, lo que puede dar lugar a la contaminación de los mismos y del aire. Las personas que trabajan en tales ambientes, además de estar expuestas a irradiación externa, pueden incorporar material radiactivo por inhalación, ingestión a través de heridas o la piel. Las dosis por contaminación interna sólo pueden ser reducidas mediante el control de incorporación de material radiactivo en las personas. El principal factor para reducir la incorporación consiste en mantener un bajo nivel de contaminación del lugar de trabajo y, toda vez que sea necesario en la utilización de elementos de protección personal tales como máscaras con filtros y ropa especial. El control de la contaminación se logra minimizando la dispersión de material radiactivo, manteniendo limpias las superficies y los elementos de trabajo y empleando sistemas de ventilación apropiada en los ambientes donde se manipulan fuentes no selladas. Un ejemplo de tal situación lo constituyen los centros de medicina nuclear. En base a modelos de incorporación (modelo pulmonar y modelo digestivo) se dispone de factores de conversión que relacionan la dosis efectiva comprometida en una persona con la actividad incorporada de material radiactivo, por inhalación y por ingestión, para cada radioisótopo (hinh ; hing ) (Ver algunos valores en Anexo I A, Tabla 12). En el caso de trabajadores en condiciones normales sólo debe considerarse la vía respiratoria dado que no deben incorporarse bebidas ni alimentos en áreas contaminadas. De este modo, para cada radioisótopo, se puede calcular el valor máximo de incorporación anual (Límite Anual de Incorporación) que da lugar a una dosis comprometida no superior al Límite de Dosis Efectiva). También se han calculado, para cada radiosótopo, los niveles máximos de concentración radiactiva en aire (Ver Anexo I A, Tabla 13) y en superficies contaminadas para no superar los Límites Anuales de Incorporación (Ver algunos valores en Anexo IA, Tabla 14) 21 EVALUACION DE LA DOSIS TOTAL Cuando las personas están expuestas a irradiación externa y a contaminación interna se deben considerar ambas contribuciones para evaluar la dosis efectiva total, según la expresión siguiente: E = Eext + Σj hj.inh Ij.inh Siendo: Eext: Dosis efectiva correspondiente a la exposición externa hj.inh: Dosis efectiva por unidad de actividad incorporada vía inhalación para el radionucleido j Ij.inh; Actividad incorporada del radionucleido j via inhalación. SISTEMAS DE SEGURIDAD La prevención de situaciones anormales como los accidentes debe estar contemplada en la planificación y en la operación de las instalaciones con fuentes de radiación. Deben emplearse sistemas de seguridad que reduzcan la probabilidad de accidentes a niveles aceptables. Debe asimismo preverse la posible falla de los dispositivos de seguridad mediante la aplicación sistemática de criterios de redundancia, diversidad e independencia a fin de que la seguridad no resulte ilusoria. (11) (12). El análisis de los accidentes ocurridos evidencia la importancia del factor humano, es decir de la acción o inacción humana como causa principal de situaciones anormales y accidentes (15), (16), (17). (18) La influencia del factor humano debería ser minimizada, pues es un elemento poco confiable en circunstancias rutinarias. Esto significa que debe incrementarse la seguridad intrínseca de las instalaciones mediante diseños de las fuentes, los sistemas de protección y seguridad que reduzcan la incidencia del factor humano en la seguridad de las personas. Para aquellas funciones en que la intervención humana es necesaria, los individuos que la lleven a cabo deben tener entrenamiento adecuado y estar en un estado psicofísico apropiado. Los procedimientos no deben improvisarse y deben estar descritos en códigos de práctica. En el caso de actividades críticas como, por ejemplo la calibración de fuentes para tratamientos de seres humanos, es aconsejable la práctica de la redundancia humana, es decir, el control independiente, de al menos dos personas, de los procedimientos y resultados. De todos modos, no puede garantizarse la no ocurrencia de accidentes. En consecuencia, deben preverse procedimientos de intervención a aplicar en situaciones accidentales. Tales procedimientos deben estar descriptos en planes de emergencia. 22 CLASIFICACIÓN DE ZONAS La implementación práctica de la Protección Radiológica se ve facilitada por la delimitación de áreas de trabajo en función de los niveles de riesgo a ellas asociad. Zonas Controladas Los recintos en los que se operan o guardan fuentes de radiación deben tener restringido el acceso al personal estrictamente necesario y autorizado para las tareas que en ellos se desarrollan. A tal efecto, se deben utilizar sistemas de señalización y de seguridad apropiados. Estas zonas se denominan zonas controladas. La restricción de acceso se debe no sólo a la conveniencia de evitar exposiciones innecesarias sino, también, a la necesidad de prevenir situaciones anormales y accidentes que podrían ser provocadas por personas inexpertas. En general, una zona debe considerarse controlada cuando las conductas y actitudes del personal que puede ingresar a las mismas tienen una alta incidencia en la seguridad. Las zonas controladas deben estar señalizadas como tales y en muchas circunstancias, durante los períodos en que las fuentes están expuestas, es necesario restringir totalmente el ingreso de personas. En tales casos deben instalarse señales de advertencia, alarmas y dispositivos de seguridad (enclavamientos) que lo impidan. Zonas supervisadas Son todas aquellas zonas que no hayan sido definidas como zonas controladas, pero en las que resulta preciso mantener las condiciones de exposición ocupacional bajo observación. En general en las zonas supervisadas la seguridad está garantizada por factores intrínsecos relacionados con el diseño de la instalación. En tales casos las conductas y actitudes de las personas que tienen acceso a estas zonas no pueden incidir significativamente en la seguridad. Normalmente, no son necesarias medidas especiales de protección ni disposiciones de seguridad específicas. VIGILANCIA DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Es necesario verificar el cumplimiento de las restricciones de dosis para trabajadores en cada establecimiento. Ello debe realizarse mediante rutinas de monitoreo ambiental y dosimetría personal (19) (20). (21). Monitoreo Ambiental Consiste en la evaluación periódica de las tasas de dosis en las posiciones más representativas de los puestos de trabajos. A tal fin se utilizan monitores portátiles apropiados para los campos de radiación que deben medirse (Cámaras de Ionización, Contadores Geiger Muller, Contadores Proporcionales). En los ambientes en que se trabaja con fuentes no selladas debe monitorearse la contaminación del aire y de las superficies. El monitoreo ambiental es una rutina que debe implementarse en zonas controladas y supervisadas. 23 Monitoreo Personal Consiste en la evaluación de las dosis recibidas por cada trabajador en períodos regulares de tiempo, habitualmente cada mes. A fin de evaluar las dosis por irradiación externa se asigna a cada trabajador un dosímetro es decir un dispositivo sensible a la radiación (en base a película radiográfica o algún elemento termoluminiscente) que después del período de uso es sometido a un proceso de lectura. Mediante apropiados registros se lleva el control de las dosis a lo largo del tiempo. Análogamente, es necesario controlar las dosis en los casos en que el trabajador está expuesto a situaciones de contaminación interna. Debe verificarse que exista una razonable correlación entre las indicaciones de los sistemas de dosimetría personal y de monitoreo ambiental. El monitoreo personal debe implementarse para el personal que tiene acceso a las zonas controladas, no siendo necesario en general para el personal que sólo tiene acceso a las zonas supervisadas. REFERENCIAS 1- International Commission on Radiological Protection, “The 1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection”, ICRP Publication 60, 1990. 2- Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de los Efectos de las Radiaciones Atómicas, Reporte 2000. 3- International Commission on Radiation Units and Measurements, “Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry”, ICRU Report 51, 1993. 4- Agencia Internacional de Energía Atómica, “Normas Básicas de Protección Radiológica y Seguridad de Fuentes de Radiación” IAEA Safety Series No 115, 1996. 5- International Commission on Radiological Protection, “The 2005 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection”, ICRP Draft 2004 6- Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de los Efectos de las Radiaciones Atómicas, Efectos Hereditarios, Reporte 2004 7- Comisión Internacional de Protección Radiológica, “Protección Radiológica de los Trabajadores” ICRP 77, 1997 8- Ley 17556 de rayos x y Ley No …..de Actividad Nuclear 9- Autoridad Regulatoria Nuclear; Norma Básica AR 10.1.1 y Normas específicas 10- Secretaría de Salud, Decreto 6320 / 68 y Resoluciones vinculadas 24 11- International Commission on Radiological Protection, “Protection from Potential Exposure: A Conceptual Framework”, ICRP Publication 64, 1993. 12- International Commission on Radiological Protection, “Protection from Potential Exposures: Aplication to Selected Sources”, ICRP Publication 76, 1997. 13- Cember, Introduction to Health Physics, 1998. 14- Agencia Internacional de Energía Atómica; Guía de Seguridad SG RS-G-1.1 “Protección Radiológica de los Trabajadores” 15- Agencia Internacional de Energía Atómica “El Accidente Radiológico de Cochabamba” 2004. 16- Internatinal Atomic Energy Agency, “Accidental Overxposure of radiotherapy Patients in San José, Costa Rica”, 1998. 17- Agencia Internacional de Energía Atómica “El Accidente Radiológico del Salvador” 1990. 18- Agencia Internacional de Energía Atómica “El Accidente Radiológico de Goiania” 1988. 19- IAEA Guía de Seguridad SG RS-G-1.2 “Evaluación de la Exposición ocupacional debida a Irradiación Externa” 2004 20- IAEA Guía de Seguridad SG RS-G-1.3 “Evaluación de la Exposición Ocupacional debida a la Incorporación de Radionucleidos” (2002). 21- ARN, “Factores Dosimétricos para irradiación externa y contaminación interna. Guía Regulatoria GR1 -R1 25 ANEXO I A INFORMACION NUMERICA DE INTERES EN PROTECCION RADIOLOGICA 1 - Factores de ponderación de la radiación, wR debido a su eficiencia biológica relativa Tipo de radiación wR Fotones de todas las energías Electrones y muones, todas las energías Neutrones, según energías, Protones, salvo los de retroceso, de E >2 MeV Partículas alfa, fragmentos de fisión y núcleos pesados 1 1 5 a 20 5 20 2 - Factores de ponderación de los tejidos, wT debido a su radiosensibilidad relativa Tejido u órgano Gonadas, Médula ósea (roja), Colon, Pulmón, Estómago Mamas, Hígado, Esófago, Tiroide Piel, Superficie osea Resto wT 0,20 0,05 0,01 0,05 3 - Tipos de Radiación y energías para algunos radioisótopos RADIOISOTOPO Tritio (Hidrógeno 3) Fósforo 32 Cobalto 60 Estroncio 90 (Itrio 90) Tecnecio 99m Yodo 125 Cesio 137 (Bario 137m) Prometio 147 Oro 198 Talio 204 Radio 226 Americio 241 Americio 241 - Berilio TIPO DE RADIACION Beta Beta beta gamma beta beta Gama rayos x gamma beta gamma Beta beta gama Beta alfa beta gamma alfa gamma neutrones gamma ENERGIAS Mev 0,018 max 1,7 max 0,314 max 1,17 y 1,33 2,27 2,26 0,14 0,028 0,035 0,51 max 0,66 0,23 0,96 0,41 0,77 4,59 a 6 0,67 a 3,26 0,2 a 2,4 5,3 a 5,5 0,03 a 0,37 4 a 5 0.06 26 4 - Equivalencia entre unidades de Actividad CURIE 1 nCi 1 μCi 1 mCi 1 Ci 1 kCi BECQUEREL 37 Bq 37 kBq 37 MBq 37 GBq 37 TBq 5 - Radioisótopos gama, Factor gamma ( Γ) y Tiempos de semidesintegración (T1/2) RADIOISOTOPO Cobalto 60 Tecnecio 99m Cesio 137 Iridio 192 ENERGÍAS MeV 1,17 1,33 0,14 0,66 0,2 a 0,4 T1/2 5,27 años 8 horas 30 años 74 días mSv. h -1 Γ . GBq -1 a 1m 0,351 0,022 0,081 0,13 6 - Curvas de Blindaje (alcance máximo) para radiación beta 27 7 - Algunos Blindajes típicos para radiación beta RADIOSOTOPO Estroncio 90 – Itrio 90 Talio 204 Prometio 147 ENERGIA MAXIMA Mev AIRE mm PLASTICO mm MADERA BLANDA mm ALUMINIO mm 2,26 0,77 0,23 8500 2400 400 11,7 3,3 0,6 14 4 0,7 5,2 1,5 0,26 8 - Curvas de Atenuación por blindaje de plomo para radiación gamma 28 9 - Curvas de Atenuación por blindaje de hierro para radiación gamma 29 10 - Curvas de Atenuación por blindaje de hormigón para radiación gamma 11 - Blindajes para radiación electromagnética. Hemiespesores y Deciespesores FUENTE DE RADIACION Cobalto 60 Cesio 137 Iridio 192 Rayos x de 100 kVp Rayos x de 200 kVp PLOMO cm E1/10 E 1/2 1,3 0,65 0,55 0,026 0,043 4,3 2,2 1,9 0,087 0,142 ACERO cm E 1/2 E1/10 2 1,6 1,3 0,31 0.52 6,7 5,4 4,3 1,04 1,7 HORMIGON cm E 1/2 E1/10 6,3 4,9 4,3 1,65 2,59 20.3 16,3 14 5,42 8,55 30 12 - COEFICIENTES DE DOSIS PARA RADIOISOTOPOS (iinh - iing) Se incluyen algunos valores a modo de ejemplo. Consultar listado completo en la publicación de ARN Guía Regulatoria GR1-R1 (Referencia 21) INHALACION RADIO NUCLEIDO H-3 H-3 P-32 C-60 C-60 Sr-90 Sr-90 Cs-137 TIPO FORMA INGESTION iinh Sv / Bq DAMA =1 μm 1,8 . 10-11 1,8 . 10-15 8,0 . 10-10 9,6 . 10-9 2,9 . 10-8 2,4 . 10-8 1.5 . 10-7 4,8 . 10-9 Agua tritiada Tritio gaseoso F M S F S F DAMA =5 μm f . 1,1 . 10-9 7,2 . 10 -9 1,7 . 10-8 3 . 10-8 7,7 . 10-8 6,7 . 10-9 1 1 0,8 0,1 0.05 0,3 0,01 1 iing Sv / Bq 1,8 . 10-11 2,4 . 1’-9 3,4 . 10-9 2,5 – 10-9 2,8 . 10.8 2,7 . 10-9 1,3 . 10-8 DAMA: diámetro aerodinámico medio de las partículas f: fracción que pasa del tracto gastrointestinal a fluidos del cuerpo F: absorción rápida del tracto respiratorio (minutos) M: absorción moderada del tracto respiratorio (meses) S: absorción lenta del tracto respiratorio (años) 13 - CONCENTRACIONES DERIVADAS EN AIRE (CDA) Se dan algunos valores a modo de ejemplo. Concentración límite de radionucleidos en aire para no superar el límite de dosis efectiva, trabajando 2000 hs por año con una tasa de respiración de 1,3 m3 / hora Se puede consultar un amplio listado en la publización IAEA, Colección Seguridad RS-G 1.2 (Referencia 20) CDA RADIONUCLEIDO TIPO FORMA H-3 H-3 P-32 P-32 C-60 C-60 Sr-90 Sr-90 Cs-137 Agua tritiada Gas F M M S F S F Bq / m3 DAMA = 1μm 1 . 104 3 . 103 9 . 102 3 . 102 3 . 102 6 . 101 2 . 103 DAMA = 5μm 8 . 103 3 . 103 1 . 103 5 . 102 3 . 102 1 . 102 4 . 102 GAS - VAPOR 5 .105 2 .105 31 14 - Valores de Contaminación Superficial de referencia TABLA B-1 Valores de contam inación superficial lím ite (Actividad/cm 2) LO CALIZACIO N Em isores Beta-G am m a Em isores Alfa(Baja Tox)* Dem ás Em isores Alfa (Bq/cm 2) (uCi/cm 2) (Bq/cm 2) (uCi/cm 2) (Bq/cm 2) (uCi/cm 2) M anos ** 4 1.E-04 0,4 1.E-05 0,04 1.E-06 Ropas personales 4 1.E-04 0,4 1.E-05 0,04 1.E-06 Herram ientas 4 1.E-04 0,4 1.E-05 0,04 1.E-06 Areas inactivas 40 1.E-03 4 1.E-04 0,4 1.E-05 Areas activas 400 1.E-02 40 1.E-03 4 1.E-04 * C uando se tienen dudas, se deben usar los m ás restrictivos (últim as 2 colum nas) ** M anos y partes del cuerpo en general (no incluye ojos, gonadas, etc) N ota:cuando la superficie del cuerpo contam inada es am plia (contam inación generalizada), el valor recom endado en todos los casos es: 0,04(Bq/cm 2) 1E-06(uC i/cm 2) 32 ANEXO I B ACTIVIDADES LABORALES MAS COMUNES CON FUENTES DE RADIACION IONIZANTE 1 - APLICACIONES MEDICAS Las actividades laborales que, en el campo médico, implican exposición a Radiaciones Ionizantes son las que cumplen los Médicos, los Físicos Médicos y el personal técnico y de enfermería especializados en las diversas aplicaciones de las radiaciones ionizantes en técnicas de diagnóstico y tratamiento. Asimismo todo empleado que por sus tareas tenga acceso a las zonas controladas o acceso a zonas adyacentes puede también resultar expuesto. Debe considerarse asimismo la exposición ocupacional de las personas que trabajan en la fabricación de equipos y fuentes, su calibración y mantenimiento. 1 A - FUENTES RADIACTIVAS Se reseñan a continuación las principales aplicaciones de radioisótopos en el campo médico. FUENTES RADIACTIVAS ABIERTAS (MEDICINA NUCLEAR) En Medicina Nuclear se emplean fuentes abiertas con radioisótopos de corto tiempo de semidesintegración que se administran por inoculación u oralmente al paciente con fines de diagnóstico o tratamiento. DIAGNOSTICO “IN VIVO” Emisores Gamma Cámara Gamma – Sistemas Tomográficos Se administra al paciente radioisótopos bajo formas químicas apropiadas. Los procesos metabólicos dan lugar a una concentración preferencial de los radioisótopos en los órganos cuyo estudio interesa. La radiación proveniente de un órgano dado contribuye a formar imágenes estáticas o dinámicas según el propósito del estudio. A tal fin se emplean Cámaras Gamma y Sistema Tomográficos como los SPECT (Tomografía Computada por Emisión Simple de Fotones) Ejemplos: RADIOISOTOPO Tecnecio Tc-99m Yodo I-131 Talio Tl-201 Yodo I-123 T1/2 ENERGIA (Mev) 6 h 8 d 73 h 13 h 0,141 0,637 0,167 0,160 ORGANO Tiroide Tiroide Corazón Riñón Actividades administradas: 10 kBq - 100 Mbq 33 DIAGNOSTICO “IN VITRO” Emisores Beta Radio Inmuno Análisis (RIA) Las técnicas de Radio Inmuno Análisis (RIA) consisten en la marcación de antígenos con la finalidad de detectar la presencia de ciertas sustancias en el organismo humano. Se trata de una técnica radiactiva de valor diagnóstico en la que el paciente no es irradiado. Ejemplos: RADIOISOTOPO ENERGIA (Mev) T1/2 Tritio H-3 Carbono C-14 Fósforo P-32 12,4 a 5760 a 14,3 d 0,018 0,16 1,7 APLICACION RIA RIA RIA Actividades administradas: hasta 40 kBq TERAPIA METABOLICA Se administra al paciente compuestos químicos que contienen radioisótopos emisores beta o beta – gamma, con el propósito de provocar una acción terapéutica a través de la energía de la radiación Ejemplos: RADIOISOTOPO T1/2 Yodo 8 d I-131 Itrio Y-90 Estroncio Sr-89 Emisión y Energía (Mev) 2,67 d 50,5 d Beta Gamma Beta Beta 0,61 0,637 2,28 1,49 APLICACION Cáncer de Tiroides Hipertiroidismo Artropatías Metástasis oseas Actividades administradas: Para la mayoría de tratamientos 200 – 400 MBq Cáncer de Tiroides 3 – 8 GBq FUENTES RADIACTIVAS SELLADAS (RADIOTERAPIA) En las aplicaciones terapéuticas se utilizan fuentes selladas que, conjuntamente con los aceleradores de partículas, constituyen el modo más difundido de tratar una amplia variedad de tumores. TELETERAPIA Radiación Gamma Las fuentes selladas están contenidas en equipos irradiadores. Estas fuentes pueden irradiar al paciente a distancias definidas, con una colimación determinada, y desde diversos ángulos o en procedimientos rotativos. Estas fuentes y todos los componentes del equipo que contribuyen a determinar la dosis en el paciente deben estar calibrados con alta precisión pues 34 pequeñas desviaciones de la dosis suministrada respecto de la prescripta pueden significar el éxito o fracaso del tratamiento. Ejemplos: RADIOISOTOPO Cobalto Cesio T1/2 Co-60 Cs-137 ENERGIA (Mev) 5,24 a 30 a Actividad de las fuentes: 1,17 + 1,33 0,66 Material Encapsulado Pelets Polvo 100 - 400 TBq BRAQUITERAPIA Las fuentes radiactivas se colocan en el interior del cuerpo del paciente a través de las cavidades naturales del organismo. Braquiterapia - Implante Temporario – Baja Tasa de Dosis Las fuentes se implantan durante unos poco días. Ejemplos: RADIOISOTOPO Radio Ra-226 Cesio Cs-137 Iridio Ir-192 T1/2 1600ª 30 a 74 d RADIACIÓN Alfa-Beta-Gamma Beta – Gamma Beta – Gamma ENERGIA Forma Gamma (Mev) 0,2-2,4 Agujas - Tubos 0,66 Agujas-Tubos-Microesferas 0,13-1,06 Hilos - Horquillas Actividad de las fuentes: hasta 40 Gbq Braquiterapia – Implante Temporario Carga Diferida por Control Remoto – Alta Tasa de Dosis Se trata de implantes temporarios breves con fuentes de alta tasa de dosis mediante dispositivos de carga remota que actúan sobre guías previamente implantadas en el paciente. Ejemplos: RADIOISOTOPO Cobalto Co-60 Iridio Ir-192 T1/2 RADIACION 5,24 a 74 d Beta – Gamma Beta – Gamma ENERGIA Gamma (Mev) 1,17-1,33 0,13-1,06 Forma Granos encapsulados Granos encapsulados Actividad de las fuentes: hasta 400 GBq 35 Braquiterapia - Implante Permanente Las Fuentes quedan implantadas en forma permanente. La actividad y el tiempo de semidesintegtración son tales que la dosis provocada por la fuente durante su tiempo de irradiación en la cavidad es la adecuada. Ejemplos: RADIOISOTOPO Oro Iodo Au-198 I-125 T1/2 2,7 d 60 d RADIACIÓN Beta - Gamma Rayos x – Gamma ENERGIA Gamma (Mev) 0,41 0,028-0,035 Forma Granos - Semillas Granos - Semillas Actividad de las fuentes: hasta 400 Mbq 1 B - EQUIPOS DE RAYOS X DIAGNOSTICO RADIOLOGICO Constituyen las fuentes de radiaciones ionizantes mas difundidas en todo el mundo. Se emplean para obtener imágenes estáticas y dinámicas. Se utilizan equipos de Rayos x con energías de hasta 150 kev. Imágenes Estáticas Se obtienen mediante placas radiográficas o sistemas digitales que registran la información contenida en un haz de rayos x que ha interactuado con los órganos de interés del paciente Imágenes Dinámicas Consiste en la observación y grabación en forma continua de imágenes radiológicas. Modernamente se utilizan intensificadores de imagen que, mediante dispositivos electrónicos amplifican fuertemente la intensidad de la imagen y permiten la observación en monitores de video, así como su grabación en cinta o sistemas digitales. Radiología Intervencionista Las imágenes radiológicas pueden guiar con gran precisión al médico o al cirujano en ciertas intervenciones o procedimientos quirúrgicos, como por ejemplo la angiografía. En tales casos se puede observar en una pantalla el progreso del procedimiento. Estas técnicas reciben el nombre de radiología intervensionista. Es un caso de particular interés en Protección Radiológica por la alta exposición a radiaciones de los médicos y pacientes. RADIOTERAPIA En Radioterapia los equipos de rayos x se emplean para tratamientos superficiales o a poca profundidad en general con energías inferiores a 100 kev. 36 2 - APLICACIONES INDUSTRIALES Son múltiples las aplicaciones en el campo industrial de las fuentes de radiación, principalmente de fuentes radiactivas selladas. Las personas ocupacionalmente expuestas a radiaciones son los trabajadores que operan las fuentes, los ayudantes y el personal no directamente involucrado que puede encontrarse en su proximidad. Debe considerarse igualmente el personal que se desempeña en la construcción de equipos y fuentes, su calibración y mantenimiento. El siguiente cuadro resume las principales aplicaciones y características de las fuentes. 2A - FUENTES RADIACTIVAS SELLADAS Ejemplos: PROCESO BETA GAMMA NEUTRONES Actividad de la fuente Radiografía industrial ≤ 3,7 TBq Medición de nivel ≤ 37 GBq Co-60 1,17-1,33Mev Ir-192 0,61 Mev Cs-37 0,66Mev Co-60 1,17-1,33Mev Cs-137 0,66Mev Medición de espesores Pr-147 0,22 Mev Tl-204 0,76 Mev Papel: ≤ 0,12 mm Ru-106/Rh-106 3,5Mev ≤ 1,25 mm ≤ 12 mm ≤ 37 GBq Medición de espesores Aluminio: ≤ 250 mm ≤ 400 mm ≤ 370 GBq Cs-137 0,66 Mev Co-60 1,17-1,33Mev Medición de humedad ≤ 370 GBq Am241-Be9 5Mev Detección de hidrocarburos ≤ 370 GBq Irradiación Industrial (* ) ≤ 370 PBq Am241-Be9 5Mev Co-60 1,17-1,33Mev (*) Irradiación de Alimentos, Productos Médicos, Insectos (Control de plagas), Plásticos, Sangre, Residuos Patológicos, Desagües Cloacales 37 2 B - FUENTES RADIACTIVAS ABIERTAS APLICACIONES HIDRÁULICAS DE TRAZADORES RADIACTIVOS Medición de caudales Conexiones hidráulicas Hidrología subterránea Detección de Fugas. Ejemplos: RADIOISOTOPO Cobalto Tritio Yodo Cromo Co-60 H-3 I-131 Cr-51 T1/2 5,24 a 12,3 a 8 d 27 d ENERGIA Gamma (Mev) 1,17 + 1,33 --------0,36 - 0,72 - 0,80 0,32 ENERGIA Beta (Mev) 0,32 0,018 0,25 - 0,61 - 0,81 -------------- Actividades: hasta 40 GBq 38 ANEXO I C ANÁLISIS COMPARATIVO RECOMENDACIONES INTERNACIONALES, LEGISLACIÓN ANTERIOR VIGENTE EN ARGENTINA Y RESOLUCIÓN MTESS 295/03 El contenido de la Resolución 295 en lo referente a Radiaciones Ionizantes no presenta contradicciones (a excepción de un solo valor que se aclara más abajo) con otras normas nacionales: Norma AR 10.1.1 de la Autoridad Regulatoria Nuclear, Decreto 6320/68 y Resoluciones vinculadas de la Secretaría de Salud. Límites para mujeres trabajadoras embarazadas En el listado de límites se ha incluido para el caso de la mujer trabajadora embarazada el valor Dosis Mensual Equivalente: 0,5 mSv. No se aclara cual es el órgano o tejido al que se refiere este límite. De todos modos, ese valor es incompatible con el límite de 2mSv en la superficie del abdomen para el tiempo de embarazo. La incompatibilidad proviene de que son valores que se originan en referencias distintas; 0,5 mSv responde a criterios del National Council on Radiation Protection (NCRP) de Estados Unidos y el resto de los números responden a las recomendaciones de la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP). Corresponde aclarar que Estados Unidos no ha adoptado totalmente las recomendaciones actualmente vigentes de la ICRP. Por lo expresado se sugiere ignorar el citado valor de 0,5 mSv. Terminología En el mismo listado se alude a la “cantidad recibida de radionúclidos”. Sería mas preciso referirse a la “actividad incorporada de radionúclidos”. Del mismo modo donde dice “1/20 del límite anual de cantidad recibida” debería decir: 1/20 del Límite Anual de Actividad Incorporada. Contabilidad de las Dosis Debe aclararse que en la contabilidad de las dosis por los trabajadores no deben computarse las provocadas por la radiación natural ni las que los trabajadores puedan recibir en carácter de pacientes cuando se someten a procedimientos médicos con fuentes de radiación. Debe también consignarse que en la contabilidad de las dosis que reciben los trabajadores deben considerarse las contribuciones atribuibles a la Irradiación Externa del cuerpo y a la Contaminación Interna en el caso de operaciones que incluyan la manipulación de fuentes radiactivas no selladas. Dosis cercanas a los Límites no son aceptables en general Debe ponerse más énfasis en que exposiciones a radiación cercanas a los Límites de Dosis no son automáticamente aceptables, sino que, por el contrario, la Protección Radiológica debe estar optimizada y en consecuencia las Dosis deberán estar muy por debajo de los Límites. 39 Prevención de Accidentes Han ocurrido accidentes severos en el mundo con fuentes de radiación. Debería agregarse un párrafo haciendo referencia a la obligación de prevenir accidentes, ó siguiendo el léxico de la ICRP, reducir la probabilidad de exposiciones potenciales. Al respecto deberían incluirse Límites de Probabilidad de ocurrencia de accidentes acordes con la gravedad de los mismos. Se sugiere consultar la Norma AR 10.1.1. Protección Intrínseca y Operacional Las normas deben establecer que toda vez que sea posible ha de preferirse que la Protección y Seguridad Radiológicas esté fundada en condiciones de diseño (de las Instalaciones, las fuentes de radiación y de los sistemas de protección y seguridad) antes que en aspectos operacionales. Vale decir el diseño debe lograr que la Protección y Seguridad estén poco influenciadas por las conductas humanas toda vez que ello sea posible. Monitoreo de la Protección Radiológica Las normas deben referirse a la verificación de el cumplimiento de las condiciones de protección radiológica mediante la vigilancia periódica de las dosis absorbidas por los trabajadores, implementado sistemas de monitoreo ambiental y personal en áreas controladas y supervisadas. Exposición de Trabajadores de situaciones de Intervención En caso de intervenciones, destinadas a mitigar las consecuencias de un accidente radiológico, puede ser justificable que algunos trabajadores reciban dosis superiores a los límites en condiciones normales, debiendo establecerse criterios a tal efecto. (ver Norma AR 10.1.1) Explicación de Términos Es conveniente incluir explicaciones de algunos de los términos que se utilizan (ver Norma AR 10.1.1) 40 ANEXO D GUIA DE EVALUACION PRELIMINAR DE PROTECCION RADIOLOGICA Radiaciones Ionizantes Exclusivamente orientada a la Protección de los Trabajadores. No se incluyen aspectos vinculados con la protección del público en general ni de los pacientes en los casos de fuentes de radiación de uso médico. AUTORIDAD COMPETENTE Las fuentes de Radiaciones Ionizantes están específicamente reguladas por: a) Ley 17.557 de Raxos x y decretos reglamentarios (Autoridades de aplicación: Ministerios de Salud de la Nación, Ciudad de Buenos Aires y Provincias) y Resoluciones de las autoridades de aplicación. Aplicable a todo equipo generador de rayos X. b) Ley No 24.804 de Actividad Nuclear (Autoridad de aplicación en todo el pais: Autoridad Regulatoria Nuclear, ARN) y Normas de Protección Radiológica de la ARN. Aplicable a toda fuente radiactiva o nuclear. Si una persona o una institución ajena a las mencionadas autoridades de aplicación detecta posibles deficiencias en la protección o seguridad radiológicas debería informar la irregularidad a la respectiva autoridad de aplicación. AUTORIZACIONES O LICENCIAS INSTITUCIONALES E INDIVIDUALES En ambos casos la legislación requiere que toda fuente de radiación debe estar declarada y autorizada ante la autoridad respectiva. La fuente sólo podrá ser empleada si cuenta con una autorización o licencia institucional y si al menos una persona cuenta con autorización o licencia individual para actuar como responsable de la misma ante la respectiva autoridad de aplicación. Estas autorizaciones se renuevan periódicamente siempre que se satisfagan requisitos de protección y seguridad, debiendo estar vigentes permanentemente. EVALUACION DE PROTECCION Y SEGURIDAD RADIOLOGICA El objetivo de una evaluación de protección y seguridad radiológicas desde el punto de vista de la seguridad ocupacional, consiste en: a) Determinar estimativamente las dosis efectivas de radiación que pueden recibir los trabajadores como consecuencia de su trabajo en períodos regulares de tiempo (un año por ejemplo). Esto significa verificar las condiciones de higiene radiológica en condiciones normales de trabajo. 41 b) Evaluar las posibilidades de generación de situaciones accidentales que pudieren dar lugar a exposiciones fuera de control en los trabajadores u otras personas. Esto significa verificar las condiciones de seguridad radiológica. DISEÑO Y EQUIPAMIENTO Las fuentes radiactivas selladas y de rayos x deben formar parte de un equipo que permita su utilización, en circunstancias de irradiación, de modo que el campo de exposición no sea mayor que el estrictamente necesario y que mantenga la fuente en condiciones de seguridad cuando no es utilizada. La instalación debe satisfacer condiciones de diseño de modo de minimizar la exposición a radiaciones de las personas, debiendo estar adecuadamente blindadas cuando corresponda según el tipo de fuente. El acceso a las áreas controladas debe estar restringido exclusivamente a personas autorizadas La instalación debe contar con instrumental de protección radiológica al menos en toda circunstancia en que los campos de exposición sean intensos y resulten dependientes en alguna medida de las actitudes del personal, como es el caso de radiografía industrial. La instalación debe contar con depósitos blindados de fuentes en los casos de fuentes radiactivas de uso no permanente, como es el caso de las fuentes de braquiterapia y de radiografía industrial. Debe contarse con elementos apropiados y seguros para el transporte de material radiactivo toda vez que las fuentes radiactivas deban trasladarse para su utilización en lugares diferentes de un país o una región como es el caso de las fuentes de radiografía industrial. Las instalaciones en las que se opere con fuentes abiertas deberán estar especialmente diseñadas para limitar la contaminación del aire y superficies. A tal efecto, las tareas que puedan dar lugar a dispersión de material radiactivo deben efectuarse en el interior de recintos confinados como campanas, cajas de guantes o recintos blindados de total estanqueidad con telemanipuladores según el material radiactivo involucrado. En caso necesario debe contarse con sistemas de ventilación y decontaminación apropiados. La instalación debe contar con sistemas de seguridad que minimicen la probabilidad de que se produzcan accidentes radiológicos. Este requerimiento es tanto más severo cuanto mayor pudieren ser las dosis de radiación provocadas por la exposición accidental. OPERACIÓN Las instalaciones sólo podrán operar bajo la responsabilidad de al menos una persona autorizada por la respectiva autoridad competente. Solo se debe permitir el acceso a las áreas controladas al personal entrenado y autorizado estrictamente necesario. En el caso de fuentes que en el proceso de su utilización habitual pasan alternativamente de una posición segura, en el interior de un contenedor blindado, a otra posición en la que generan campos intensos de radiación, el operador debe verificar permanentemente la posición de la fuente mediante un detector de radiación y en particular verificar el regreso de la fuente a la 42 posición de seguridad al finalizar cada operación. Tal es el caso de las fuentes radiactivas empleadas en radiografía industrial y las fuentes radiactivas empleadas en terapia radiante. Las instalaciones que generen residuos y efluentes radiactivos de baja actividad y cortos tiempos de semidesintegración (horas o pocos días) deberán confinar los mismos durante un tiempo suficiente para el decaimiento radiactivo antes de su liberación como residuo o efluente convencional. Los residuos y efluentes de mayor actividad o tiempo de semidesintegración deberán ser gestionados a través de la Comisión Nacional de Energía Atómica. En las instalaciones no deben conservarse fuentes radiactivas en desuso. Tales fuentes deberán ser gestionadas apropiadamente a través de la empresa autorizada que provee la fuente de reemplazo o la Comisión Nacional de Energía Atómica. El personal que trabaje en áreas controladas deberá contar con un servicio de Dosimetría Personal que permita estimar las Dosis Efectivas que reciben los trabajadores en períodos regulares de tiempo (uno o dos meses). ESTIMACION DE DOSIS EFECTIVAS DE LOS TRABAJADORES EXPOSICION EXTERNA a) Medir tasa de dosis en las posiciones típicas de trabajo del trabajador con un monitor apropiado cuya indicación sea representativa de la tasa de Dosis Efectiva que recibiría una persona ubicada en la misma posición (mSv / h). b) Obtener información sobre el número de horas de trabajo por año en esas circunstancias (h /año) c) Efectuar el producto de las cantidades anteriores para obtener la Dosis Efectiva por año (mSv/año) CONTAMINACION INTERNA Instalaciones que emplean fuentes abiertas. La evaluación de la exposición por contaminación interna suele ser más compleja que la de la exposición externa. En general, en lugares de trabajo, la vía mas frecuente de contaminación interna es la inhalación de aire contaminado con material radiactivo bajo la forma de gases o aerosoles. Una manera indirecta de estimar la tasa de Dosis Efectiva que puede recibir un trabajador en tales circunstancias consiste en medir la concentración de material radiactivo en aire. Se han desarrollado modelos que correlacionan, para cada radionucleido, la concentración de material radiactivo en aire con su incorporación por parte de la persona que trabaja en el recinto y con la Dosis Efectiva al cabo de un cierto tiempo (2000 horas de trabajo por año por ejemplo). Expresión para cálculo: E = C Bq / m3 . 1,2 m3 / h . 2000 h / año . iinh Sv / Bq También resulta de utilidad evaluar la contaminación superficial de las áreas de trabajo, herramientas y ropa de trabajo (Bq / m2) lo que constituye un indicador del grado de 43 contaminación del ambiente de trabajo. Existen valores numéricos que sirven de referencia para determinar si las condiciones son aceptables. DOSIS EFECTIVA TOTAL La dosis efectiva anual total estimada puede obtenerse sumando las contribuciones debidas a la exposición externa y a la contaminación interna. Este valor debe cotejarse con el Límite de Dosis Efectiva (20 mSv / año) o con la Restricción de Dosis (menor a esa cifra) que la autoridad competente hubiese establecido para la instalación. Si se coteja con el valor 20 mSv / año debe tenerse en cuenta que es altamente recomendable que las Dosis Efectivas de los trabajadores se encuentren sustancialmente por debajo de esa cifra la que sólo en circunstancias excepcionales podría ser alcanzada (Principio de Optimización). 44