Radiaciones Ionizantes y Protección Radiológica

RIESGOS DE LA EXPOSICIÓN A
RADIACIONES IONIZANTES.
FUNDAMENTOS DE LA
PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
Eduardo Gallego Díaz
Prof. Titular de Universidad
Dpto. Ingeniería Nuclear
Esc. Téc. Sup. Ingenieros Industriales
Universidad Politécnica de Madrid
Universidad Autónoma de Zacatecas
Curso EV2011-149, Seguridad Nuclear y Protección
Radiológica
Contenido

Dosis de radiación. Dosis recibida de fuentes de
radiación naturales y artificiales.

Riesgo radiológico. Efectos biológicos y sobre la salud.

Protección radiológica.


Protección de los trabajadores expuestos a
radiaciones ionizantes. Reglamentación y dosimetría.
Protección del público y vigilancia
medioambiental.
DOSIS DE RADIACIÓN
Magnitudes empleadas para cuantificar los efectos asociados a la
radiación:
Dosis absorbida:
masa.
Energía absorbida por unidad de
Julio/kilogramo; Gray (Gy).
Dosis equivalente: Dosis absorbida ponderada por un factor de
ponderación de la radiación (no todos los tipos de
radiación tienen la misma eficacia biológica).
Julio/kilogramo; Sievert (Sv).
Dosis efectiva:
Dosis equivalente ponderada por un factor de
ponderación de tejido (no todos los tejidos tienen la
misma probabilidad de desarrollar un efecto grave).
Julio/kilogramo; Sievert (Sv).
DOSIS ABSORBIDA
D =
d

dm
Unidad S.I. Gray 1Gy = 1 J/Kg
DOSIS EQUIVALENTE
DOSIS EFECTIVA
H = D .WR
WR Factor de ponderación de la radiación
Unidad S.I. Sievert (1Sv = 1 J/Kg)
S
HE =
WTHT
T
WT Factor de ponderación de Los tejidos
Unidad S.I. Sievert (1Sv = 1 J/Kg)
DOSIS EQUIVALENTE en un
organo (HT)
HT , R  wR  DT , R
DT,R = dosis absorbida media para la
radiación R en el órgano o tejido T
wR = factor de ponderación para la
radiación R
DOSIS EFECTIVA (E)
E   wT  H T
T
wT = el factor de ponderación para el
órgano o tejido T
INCORPORACIÓN DE RADIONÚCLIDOS EN EL
ORGANISMO
( INHALACIÓN E INGESTIÓN )
DOSIS INTERNA INTEGRADA
(Dosis Comprometida)
HC =
50
H
0
T
(t) dt
La dosis colectiva, S
Fuente: A. González (ARN)
Dosis, D, a
una persona,
Dosis
colectiva , S
=1xD
Di dosis a
Ni personas
S = S i Di Ni
Uso de la dosis colectiva:
para decidir opciones de protección del
público
Opción 1:
Dosis colectiva S1
Opción 2:
Dosis colectiva S2
S1 > S2si las otras condiciones son igualesOp.2preferible
Fuente: A. González (ARN)
Uso de la dosis colectiva:
como indicador de la eficacia en la operación
Fuente: Informe Anual CSN (2009)
Uso de la dosis colectiva:
como indicador de la eficacia en la operación
Fuente: Informe Interdos 2000-2008 (CSN, 2010)
LA DOSIS DE RADIACIÓN Y SUS UNIDADES DE MEDIDA (*).
MAGNITUD
DOSIS
ABSORBIDA
D
DOSIS
EQUIVALENTE
DEFINICION
Cociente entre la energía media
(dE) cedida por la radiación a la
materia en un elemento de
volumen, y la masa (dm) del
mismo.
Es una ponderación de la Dosis
Absorbida, para tener en cuenta el
tipo de radiación, de acuerdo con
su potencialidad para producir
efectos biológicos.
H = D ∙ wR ,
H
wR -
NOTA:
En diciembre 2007 se
publicaron las últimas
Recomendaciones de la
CIPR (ICRP Publication
103), en donde se
modifican las
definiciones de la dosis
equivalente para
neutrones y los factores
de ponderación para la
dosis efectiva.
No obstante, ningún
país ha incorporado aún
dichos cambios
Factor de ponderación de
la radiación.
Es una suma ponderada de las
dosis medias recibidas por los
distintos tejidos y órganos del
cuerpo humano.
DOSIS EFECTIVA
E = ST wT ∙ HT
E
Los factores wT son
representativos del detrimento, o
contribución al riesgo total de
daños biológicos, que supone la
irradiación de cada órgano
individual.
COMPROMISO
DE DOSIS
(DOSIS
COMPROMETIDA)
DOSIS
COLECTIVA
(*)
UNIDADES
Unidad del S.I.: Gray (Gy).
1 Gy = 1 Julio/kg
Unidad histórica: rad.
1 rad = 0.01 Gy
Unidad del S.I.: Sievert (Sv).
1 Sv = 1 julio/kg
Unidad histórica: rem.
1 rem = 0.01 Sv
Valores de wR:
1
Radiación X, beta,
gamma, electrones y
positrones.
5
Protones.
5 a 20 Neutrones, según su
energía.
20
Radiación alfa, núcleos
pesados.
Sievert (Sv).
Valores de wT:
0,01
0,05
0,12
0,20
Sup.Huesos, Piel
Bazo, Mama, Hígado
Esófago,
Tiroides
RESTO
Colon, Pulmón, Médula
Roja, Estómago
Gónadas
Tras una ingestión o inhalación de material radiactivo, dependiendo de
su metabolismo, éste puede permanecer en el organismo durante
mucho tiempo.
Se denomina compromiso de dosis, o dosis comprometida, a la dosis
acumulada por dicha causa durante un cierto periodo de tiempo
(habitualmente 50 años).
Es la suma de las dosis (generalmente se aplica a la dosis efectiva)
recibidas por un colectivo de población que esté expuesta a una misma
fuente de radiación.
Se expresa en Sievert x persona
Conforme a las recomendaciones de la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ref. 2) y
a la Directiva Europea 96/29 (ref. 7).
Dosis media recibida de
distintas fuentes naturales y
artificiales de radiación
ionizante
Fuentes: UNSCEAR (comité científico de Naciones
Unidas para el estudio de los efectos de las
radiaciones atómicas)
CSN (Consejo de Seguridad Nuclear)
Fuentes naturales
Rayos Cósmicos
Fuentes Terrestres
Radionucleidos primordiales
Uranio-238 (4.500 millones de años)
Potasio-40 (1.300 millones de años)
Torio-232 (14.000 millones de años)
Exposiciones
Externa
Inhalación (radon)
Ingestión
13
Fuentes Naturales:
RADIACIÓN CÓSMICA
La radiación cósmica procede
del Sol y las estrellas. Varía
con la altitud y la latitud
14
Fuentes Naturales:
EL URANIO Y EL GAS RADÓN
Cadena de transformación del Uranio
El radón penetra en las
casas por distintas vías








Uranio-238
4,47 miles de millones años
Torio-234
24,1 días
Protactinio-234
1,17 minutos
Uranio-234
245.000 años
Torio-230
234.000 años






Radio-226
1.600 años
Radón-222
3,823 días
Polonio-218
3,05 minutos
Plomo-214
26,8 minutos
Bismuto-214
19,7 minutos
Polonio-214
0,000164 segundos
Plomo-210
22,3 años
Bismuto-210
5,01 días
Polonio-210
138,4 días
Plomo-206
Estable
15
Variabilidad de la radiación natural de
fondo en España
Variabilidad de la radiación natural de fondo
en España (Proyecto MARNA del CSN)
17
FUENTES NATURALES DE RADIACION
Evaluación de UNSCEAR 2008
(semejante a la de 2000)
DOSIS MEDIAS MUNDIALES
Fuente
Dosis Efectiva
(mSv por año)
Rango Típico
(mSv por año)
Exposición externa
Rayos Cósmicos
Rayos gamma terrestres
0.4
0.5
0.3-1.0
0.3-0.6
1.2
0.3
0.2-10
0.2-0.8
Exposición interna
Inhalación
Ingestión
Total
2.4
1–10
18
DOSIS ANUALES MEDIAS POR
FUENTES NATURALES
3
FUENTES NATURALES
2,5
mSv
2
1,5
1
0,5
2,4
1-13
1,3
0,2-10
0
Dosis media Radiactividad
total anual natural en el
por causas
aire
naturales
0,5
0.3-1
0,3
0,2-1
0,4
0,3-1
Suelo y
edificios
Comidas y
bebidas
Rayos
Cósmicos
Contribución de las diferentes fuentes de radiación naturales a la dosis
media total anual recibida por la población mundial (UNSCEAR, 2008)
USOS MÉDICOS DE LAS RADIACIONES
Radioterapia para
curación del cáncer
Dosis medias recibidas en distintos tratamientos de diagnóstico
LA FISIÓN COMO FUENTE DE ENERGÍA
LA FISIÓN NUCLEAR SE EMPLEA COMO FUENTE DE ENERGÍA EN
LAS CENTRALES NUCLEARES. LOS PRODUCTOS RADIACTIVOS SE
AISLAN DEL MEDIO AMBIENTE MEDIANTE BARRERAS SUCESIVAS.
Instalaciones Radiactivas en España
Evolución del número de instalaciones por
campos de aplicación
(CSN, Informe anual 2009)
22
in
er
ía
s
Tr
ip
tro
ul
ac
s
io
lu
ne
ga
s
re
s
de
tra
ba
jo
m
Fuentes Artificiales
O
tra
s
ed
ic
in
a
Ca
rb
ón
M
in
er
ía
O
Nu
cl
ea
r
De
fe
ns
a
ria
Annual effective
mSv/adose (mSv)
5
M
In
du
st
Exposiciones ocupacionales medias
(UNSCEAR)
6
Fuentes Naturales
4
3
2
1
0
23
DOSIS ANUALES MEDIAS POR
FUENTES ARTIFICIALES
2,5
FUENTES ARTIFICIALES
mSv
2
1,5
1
0,5
0,617
0,600
0,008
0,007
0,0002
- 0.02
0
Dosis media Aplicaciones Otras causas
Lluvias
total anual
médicas
(usos
radiactivas de
por causas
industriales, pruebas
artificiales
viajes en nucleares y
avión, etc.) Chernóbil
Energía
Nuclear
Contribución de las diferentes fuentes de radiación artificiales a la dosis
media total anual recibida por la población mundial (UNSCEAR, 2008)
24
Dosis media anual en España (3,71 mSv)
Alimentos y
bebidas (potasio40 y otros, hasta
1 mSv)
Rayos Gamma
8,7%
Terrestres
(hasta 1 mSv)
13,0%
Torón
2,7%
Rayos Cósmicos
10,4%
Radón (hasta 40
mSv)
31,0%
Usos médicos
(variable hasta
100 mSv)
35,0%
Diversas fuentes
y vertidos de C.N.
(hasta 1 mSv)
0,1%
Contribución de las diferentes fuentes de radiación naturales y artificiales a la
dosis media total anual recibida por la población española (CSN, 2002)
Contribución de las
diferentes fuentes
de radiación
naturales y
artificiales a la
dosis media total
anual recibida por
la población
española
(CSN, 2008)
26
INFORMACIÓN SOBRE EFECTOS
BIOLÓGICOS Y RIESGOS DE LA
RADIACIÓN IONIZANTE
UNSCEAR: United Nations Scientific Committee on the Effects of
Atomic Radiation.



http://www.unscear.org/
ICRP: International Commisssion on Radiological Protection.
http://www.icrp.org/


En Francia: IRSN: Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire
http://www.irsn.fr/


En el RU: HPA-Radiation: Health Protection Agency-Radiation Protection Division
http://www.hpa.org.uk/


En España: CSN: Consejo de Seguridad Nuclear
http://www.csn.es/

Las Radiaciones Ionizantes
Se denominan así
porque el principal
efecto que producen
es la ionización
(directa o indirecta)
de la materia
Ionización




La ionización se produce cuando las partículas arrancan electrones de los
átomos, dejándolos como iones.
Las radiaciones  y  son “directamente ionizantes”, al estar formadas por
partículas cargadas
Las radiaciones  y X son “indirectamente ionizantes”, ya que en sus
interacciones liberan electrones muy energéticos que ya pueden ionizar.
Los n experimentan reacciones con los núcleos y acaban liberando otras
partículas que sí pueden ionizar.
INTERACCIÓN DE LA RADIACIÓN CON LA
MATERIA VIVA
La unidad básica del organismo vivo es la célula.
Los efectos biológicos de la radiación derivan del daño que éstas producen
en la estructura química de las células, sobre todo en la molécula de DNA.
Microfilamentos
Radiación ionizante
Mitocondrias
Lisosoma
Retículo endoplásmico rugoso
Peroxisoma
Núcleo (DNA)
Centriolos
Poros nucleares
Membrana plasmática
Nucleolos
Microtúbulos
Envuelta nuclear
Cromatina
Aparato de Golgi
Cilios
Fuente: A.Real (CIEMAT, 2002)
Retículo endoplásmico liso
Retículo endoplásmico rugoso
Ribosomas
EFECTOS BIOLÓGICOS CAUSADOS POR LA
RADIACIÓN IONIZANTE
El ADN contiene toda la información necesaria para el control de las
funciones celulares (crecimiento, proliferación, diferenciación).
La información contenida en el ADN se transmite a las células hijas.
Núcleo
Cromátida
Centrómero
Pares de
bases
Cromosoma
Célula en
metafase
Fuente: A.Real (CIEMAT, 2002)
Doble hélice ADN
INTERACCIÓN DE LA RADIACIÓN CON LA
MATERIA
OH·

H

H

O

Acción Indirecta

Acción Directa
Fuente: A. Real (CIEMAT, 2009)

2 nm
4 nm


Rayos-X y gamma: 35% del daño es directo y 65% indirecto
1) Mutación
reparada
Célula Viable
Célula no-viable
2) Muerte
celular
Mutación
aleatoria del
ADN
Efectos
3)Célula sobrevive
pero mutada
FACTORES QUE INFLUYEN EN LA RESPUESTA
CELULAR FRENTE A LA RADIACIÓN
Factores biológicos: mecanismos de reparación del daño en el ADN y
etapa del ciclo de división en el que se encuentra la célula en el momento
de la irradiación.
Fracción de supervivencia
Factores físicos: dosis, tasa de dosis y transferencia lineal de energía
(energía perdida por las partículas cargadas por unidad de distancia
recorrida en un medio).
1
Transferencia lineal de
energía
Alta LET
(neutrones)
0,1
Baja LET
(rayos-X)
Tasa de dosis
1
Tasa de dosis baja
(0.01 Gy/min)
0,1
Tasa de dosis alta
(0.1 Gy/min)
0,01
Dosis
0,01
Fuente: A.Real (CIEMAT, 2002)
Dosis
EFECTOS DETERMINISTAS: NIVEL
TISULAR
Fuente: A.Real (CIEMAT, 2002)
La radiosensibilidad de los tejidos depende de :
• Sensibilidad inherente de las células individuales.
• Cinética de la población como conjunto. Los tejidos tienen dos tipos de
organizaciones: jerárquica o flexible
Organización jerárquica
Células Células en
cepa proliferación y
maduración
Células
funcionales
maduras
Organización flexible
Células diferenciadas
con potencial proliferativo
PROLIFERACIÓN
DIFERENCIACIÓN
RADIOSENSIBILIDAD
DIFERENCIACIÓN
Ejemplos: Epidermis, mucosa intestinal,
sistema hematopoyético
Ejemplos: Endotelio o parénquima de
riñón e hígado
SÍNDROMES POST-IRRADIACIÓN
Dependiendo de la principal causa de muerte del individuo (dosis)
se distinguen tres síndromes de la irradiación.
Síndrome de
la médula
ósea
Síndrome
gastrointestinal
Dosis
Prodrómica
Latencia
Enfermedad
manifiesta
3-5 Gy
Pocas horas
Algunos días
- 3 semanas
Infecciones,
hemorragias,
anemia
30-60 días
(>3Gy)
5-15 Gy
Pocas horas
2-5 días
Deshidratación,
Desnutrición,
Infecciones
10-20 días
Minutos
Escasas
horas
Convulsiones,
Ataxia,
Coma
1-5 días
Síndrome del
> 15 Gy
sistema nervioso
central
Muerte
SÍNDROMES POST-IRRADIACIÓN
Relación dosis-efecto para la incidencia de muertes tempranas, basada en la observación
de 115 víctimas del accidente de Chernóbil, tratados en un hospital especializado (NRC,
1993).
EFECTOS ESTOCÁSTICOS
Se producen tras exposición a dosis moderadas-bajas.
Consecuencia de daño subletal (mutación) en una/pocas células.
La probabilidad de que ocurran, pero no la gravedad, aumenta con
la dosis recibida.
No existe dosis umbral para estos efectos.
Pueden ser de naturaleza somática o hereditaria.
MODELO MULTIETAPA DE
CARCINOGÉNESIS
Daño en DNA
Metástasis
Muerte celular
Daño
cromos.
Mutación
Reparación
Célula
cepa
Célula
iniciada
Célula
convertida
Célula
normal
Expansión clonal
INICIACIÓN
Fuente: A.Real (CIEMAT, 2002)
CONVERSIÓN
PROMOCIÓN
PROGRESIÓN
Riesgo carcinogénico por exposición a dosis
bajas de radiación ionizante




La manifestación clínica de un cáncer requiere años
No se dispone de datos (epidemiológicos o experimentales) que permitan conocer el valor
del riesgo carcinogénico tras exposición a dosis muy bajas de radiación ionizante (inferiores
a 20 mSv).
A pesar de ello, se acepta que NO existe dosis umbral para la aparición de efectos
estocásticos tras exposición a dosis bajas de radiación ionizante.
Los valores de riesgo por exposición a dosis bajas han de estimarse a partir de valores de
riesgo obtenidos en poblaciones expuestas a dosis o tasas de dosis altas:




Supervivientes de Hiroshima y Nagasaki
Mineros expuestos a gas radón en concentraciones elevadas
Pacientes de radioterapia que desarrollan cánceres secundarios
Entre los estudios epidemiológicos a dosis y tasas de dosis bajas hay que destacar:





Estudio IARC – 400.000 trabajadores expuestos de 15 países (Cardis et al., 2005). Único con
resultados concluyentes a dosis relativamente bajas (> 20 mSv)
Pacientes de radioterapia: irradiación de tejidos sanos
Personas expuestas a fuentes nucleares (pruebas nucleares de Bikini, Kazhajstan;
instalaciones militares de Hanford (EE.UU.) y Chelyabinsk (Urales, URSS)
Poblaciones más afectadas por Chernóbil
Zonas con alto fondo de radiación natural (Brasil, Irán, India, China, …)
EFECTOS BIOLÓGICOS CAUSADOS POR LA
RADIACIÓN IONIZANTE
Fuente: A.Real (CIEMAT, 2002)
Radicales
libres
Radiación ionizante
Acción indirecta
Acción directa
Daño al ADN
Daño letal
Daño subletal
Mecanismos de reparación
Muerte celular
Efecto determinista
Daño letal
Célula
Célula normal
transformada
Efecto estocástico o probabilista
Manifestación de los efectos somáticos
de las radiaciones ionizantes en
función de la dosis recibida
Probabilidad
Certeza
(100%)
Estudios
biológicos
Efectos
Retardados o
probabilistas
Observación
epidemiológica
Efectos
Inmediatos o
deterministas
Observación clínica
Dosis (mSv)
>1000
Para dosis del orden o mayores que 1000 mSv (1 Sv) la probabilidad de daño
inmediato aumenta rápidamente
Dependencia con el tiempo de exposición
A mayor
tiempo de
exposición, el
riesgo es
menor.
Hay mayor
resistencia y
capacidad de
regeneración
celular.
Probabilidad
Efectos Inmediatos
o Deterministas
100%
>1000mSv

Dosis
(mSv)
Efectos Retardados
Tiempo
de exposición o Probabilistas
Factor de riesgo (valor medio)
0,005 % por cada mSv
RESUMEN DE CARACTERÍSTICAS DE LOS EFECTOS
BIOLÓGICOS INDUCIDOS POR LA RADIACIÓN
Efectos estocásticos
Efectos deterministas
Mecanismo
Lesión subletal
una o pocas células
Lesión letal
muchas células
Naturaleza
Somáticos o hereditarios
Somáticos
Gravedad
Independiente de dosis
Dependiente de dosis
Dosis umbral
No
Sí
Relación
dosis-efecto
Lineal-cuadrática
Lineal
Aparición
Tardía
Inmediata o tardía
VALORES DEL RIESGO SEGÚN ICRP-60
y la nueva ICRP-103
El riesgo representa la forma cuantitativa de expresar la
combinación de la probabilidad de que ocurra un efecto grave
sobre la salud y la gravedad de dicho efecto.
Riesgo (x10-2 Sv-1)
Cáncer fatal
Cáncer no-fatal
Efectos hereditarios
severos
Total
Trabajadores
(adultos)
4,0
0,8
0,8
5,6
Público
(todas las edades)
5,0
1,0
1,3
7,3
PROBABILIDAD
DE EFECTOS
DOSIS BAJAS ( efectos estocásticos )
-2
.
5 10 por Sv
extrapolación lineal
DOSIS
CANCERES Y EFECTOS HEREDITARIOS
Elementos de Protección Radiológica
Detectores de
radiación y dosímetros
Clasificación
y señalización
de zonas
Normas Básicas:
• Recomendadas por la
Comisión Internacional de Protección Radiológica
• Incorporadas a la legislación nacional (Reglamento Protección
Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes, R.D. 783/2001, BOE 26-Jul-2001)
Vigilancia y control
del medio ambiente
Autoridad Competente:
Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y
Salvaguardias (CNSNS, México)
Consejo de Seguridad Nuclear (CSN, España)
ICRP
COMISIÓN INTERNACIONAL DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

Nacida en 1928 bajo los auspicios del 2º Congreso
Internacional de Radiología

Hoy es una organización científica no
gubernamental

Tiene como fin el establecer principios y
recomendaciones básicas en materia de P.R.

Sus recomendaciones se aplican en todos los
países del mundo
De la ciencia a la normativa de Protección
Radiológica
Estudios científicos básicos
Evaluaciones científicas (UNSCEAR, BEIR etc.)
Recomendaciones ICRP
Normas Regionales
o sectoriales (OIT, OMS,
FAO, OPS, CE, NEA)
Normas Básicas
Internacionales (OIEA)
Directivas EURATOM
Normativas Nacionales
Normas Industriales
(ISO, IEC)
PRINCIPIOS BÁSICOS DE LA
PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
Objetivo fundamental:
evitar la aparición de efectos deterministas sobre la
salud, y limitar la probabilidad de incidencia de los
efectos probabilistas (cánceres y defectos
hereditarios) hasta valores que se consideran
aceptables.
Pero, por otra parte, sin limitar indebidamente las
prácticas que, dando lugar a exposición a las radiaciones,
suponen un beneficio a la sociedad o sus individuos.
PRINCIPIOS BÁSICOS DE LA
PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
JUSTIFICACIÓN: Beneficios > detrimentos
OPTIMIZACIÓN: Buscando el balance
óptimo entre beneficios y detrimentos.
Tratar de reducir las dosis a niveles tan
reducidos como sea razonablemente
posible de alcanzar - ALARA (As Low As
Reasonably Achievable)
LIMITACIÓN DE LA DOSIS INDIVIDUAL y
del riesgo individual frente a
exposiciones accidentales
El Proceso de Definición / Revisión de la
Reglamentación de Protección Radiológica








Recomendaciones ICRP-60 (1990).
Normas básicas de seguridad del OIEA (1994)
Europa: Directiva 96/29 de la UE (1996)
Transposición de la directiva a la reglamentación de los
países (España: Reglamento de Protección Sanitaria contra
las Radiaciones Ionizantes, RPSCRI, 2001)
Recomendaciones ICRP-103 (2007-8).
Normas básicas de seguridad del OIEA (2012?)
Europa: Directiva de la UE (2012)
Transposición de la directiva a la reglamentación de los
países
Infraestructura de Seguridad y
Protección Radiológica . Elementos
 LICENCIAMIENTO (AUTORIZACION) DE TODAS LAS PRACTICAS
QUE CONLLEVEN EXPOSICION A RADIACIONES IONIZANTES.
 INSPECCION Y CONTROL DEL FUNCIONAMIENTO DE LAS
PRACTICAS (ORGANISMO REGULADOR)
 CONTROL DE FUENTES Y MATERIALES RADIACTIVOS
 PROTECCION DE LOS TRABAJADORES

FORMACION DEL PERSONAL
 PROTECCION DEL PUBLICO Y EL MEDIO AMBIENTE
 GESTION DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS
PROTECCIÓN DE LOS
TRABAJADORES EXPUESTOS A
RADIACIONES IONIZANTES
Clasificación y límites de dosis para los trabajadores
expuestos
LIMITES ANUALES DE DOSIS PARA LOS TRABAJADORES EXPUESTOS (en mSv)
Límites establecidos por la Directiva Europea
Tipo de exposición
96/29 (Euratom, 1996) y Reglamento protección
radiológica (RPSCRI, 2001)
Exposición homogénea cuerpo entero o
Dosis Efectiva
100 mSv en 5 años(*)
(suma de la dosis por exposición externa y
la dosis comprometida a 50 años por
50 mSv máximo anual
incorporaciones durante el periodo)
Cristalino
150 mSv
Piel, manos, antebrazos, tobillos
500 mSv
Mujeres en edad de procrear
Igual que a los hombres
Mujeres gestantes (dosis al feto)
1 mSv total
Si es probable que reciban una dosis efectiva
superior a 6mSv al año,
Trabajadores Categoría A
o dosis equivalente superior a 3/10 de los límites para
cristalino, piel y extremidades
Si no es probable que reciban una dosis efectiva
superior a 6mSv al año,
Trabajadores Categoría B
o dosis equivalente superior a 3/10 de los límites para
cristalino, piel y extremidades
Estudiantes y aprendices mayores de 18
Igual que a los trabajadores, categoría A o B, según
años
corresponda
Estudiantes y aprendices entre 16 y 18
6 mSv / año dosis efectiva
años
50 mSv (cristalino) y 150 mSv (piel y extremidades)
RPSCRI: Clasificación de zonas
 Zona controlada: No es improbable recibir:
• Dosis efectivas superiores a 6 mSv/año
• Dosis equivalente superior a 3/10 de los límites
para el cristalino, la piel y las extremidades
• Necesidad de procedimientos de trabajo
 Zona vigilada:

No es improbable recibir:
Dosis efectivas superiores a 1 mSv/año
• Dosis equivalente superior a un décimo de los
límites para el cristalino, la piel y las extremidades
RPSCRI: Clasificación de zonas
 Zonas controladas : Subdivisión
• Zonas de permanencia limitada: riesgo de recibir una
dosis superior a los límites de dosis
•Zonas de permanencia reglamentada: riesgo de
recibir en cortos periodos de tiempo una dosis
superior a los límites de dosis y que requieren
prescripciones especiales desde el punto de vista de la
optimización.
•Zonas de acceso prohibido: riesgo de recibir, en una
exposición única, dosis superiores a los límites de
dosis
RPSCRI: Clasificación de zonas
REAL DECRETO 783/01
ZONA
VIGILADA
0,5
Sv/h
ZONA
CONTROLADA
3,0
Sv/h
PERMANENCIA
ZONA PERMANENCIA
LIMITADA
CONTROLADA
REGLAMENTADA
ACCESO
PROHIBIDO
Exposición
(por Irradiación)
Externa
La fuente emisora de las
radiaciones está situada
externamente al cuerpo de la
persona expuesta
Reglas de
comportamiento
práctico
A mayor distancia, menor exposición y dosis
Un blindaje adecuado permite acortar la distancia y
reducir la dosis
¡No debe malgastarse el tiempo de exposición! La dosis
es siempre proporcional a él
Exposición por Contaminación
2 posibilidades:
La fuente emisora de las radiaciones se incorpora al interior del organismo:
La emisión de radiaciones tiene lugar dentro del cuerpo de la persona
expuesta  Contaminación Interna
El proceso de eliminación de las sustancias puede ser rápido o lento,
dependiendo de su naturaleza química (metabolismo)
La fuente emisora de las radiaciones se sitúa en la superficie de la piel 
Contaminación Externa

Reglas de comportamiento práctico:
Para evitar la contaminación interna:
Uso de mascarillas, filtros, e incluso equipos de respiración autónomos.
Evitar consumo de alimentos contaminados.
Para evitar la contaminación externa:
Uso de guantes y ropa desechable.
Lavado de la superficie corporal.

RPSCRI: Requisitos de las zonas

Vigilancia radiológica del ambiente de trabajo
• Delimitación y señalización
• Control de acceso
• Zonas controladas


Riesgo de exposición externa : dosímetros
individuales
Riesgo de contaminación:


Equipos personales de protección adecuados al
riesgo
Detectores a la salida de la zona
• Zonas vigiladas: Estimación de las dosis al menos con
dosimetría de área
RPSCRI: Información y formación a los
trabajadores
• Información
Antes de iniciar el trabajo con radiaciones ionizantes,
información del titular de la práctica o de la empresa externa
sobre:

Riesgo radiológico asociado al puesto de trabajo.

Cumplimiento de los requisitos técnicos, médicos y
administrativos

Normas y procedimientos de protección radiológica y
precauciones que deben adoptar por lo que respecta a la
práctica en general y a cada tipo de destino o puesto de
trabajo que se les pueda asignar
 Instrucción en materia de protección radiológica a un
nivel adecuado al riesgo y responsabilidad de su trabajo

Necesidad de declarar embarazo-lactancia
Detección y medida de la
radiación ionizante: Dosimetría
Vigilancia de la
contaminación de
personas
Detección y medida de la
radiación ionizante: Dosimetría
Vigilancia de
la radiación
en el transporte
Vigilancia de la
contaminación
ambiental
Dosimetría personal:
Control individual de los trabajadores profesionalmente
expuestos:
 Cumplimiento del sistema de limitación de dosis y otros
requisitos legales
 Evaluación de la eficacia de las medidas de protección
radiológica
 Dosis a la población en general
 Los dosímetros deben calibrarse en términos de la dosis
equivalente personal HP(d).
64/44
Dosimetría de área:
 Carácter preventivo
 Clasificación de zonas
 Los dosímetros deben calibrarse en términos de la
dosis equivalente ambiental H*(d).
65/44
Dosimetría ambiental:
Control del fondo ambiental de radiación y
posibles contribuciones derivadas de la
actividad humana
Dosis a la población en general
Los dosímetros deben calibrarse en términos
de la dosis equivalente ambiental H*(d).
66/44
Dispositivos de dosimetría

Detectores de ionización gaseosa
Dosímetros de termoluminiscencia (TLD)
Detectores de semiconductor

Calibración de dosímetros


DETECTORES DE IONIZACIÓN GASEOSA
Cámaras de Ionización: menos sensibles, la mejor respuesta energética
 Contadores Proporcionales: sensibilidad media, capacidad espectrométrica
 Contadores Geiger: los más sensibles, peor respuesta energética

Figura: J.M. Gómez Ros (CIEMAT)
DOSÍMETROS DE TERMOLUMINISCENCIA (TLD)
1. Tratamiento térmico (borrado de la señal)
2. Exposición
3. Lectura del dosímetro
Figura: J.M. Gómez Ros (CIEMAT)
CALIBRACIÓN
dosis absorbida
DOSÍMETROS DE TERMOLUMINISCENCIA (TLD)
Figura: J.M. Gómez Ros (CIEMAT)
DOSÍMETROS ELECTRÓNICOS PERSONALES (EPD)
Figura: J.M. Gómez Ros (CIEMAT)
SISTEMA DE MAGNITUDES PARA DOSIMETRIA Y PR
MAGNITUDES FÍSICAS
Kerma, K
Dosis absorbida, D
calculadas usando
wR, wT y maniquíes
antropomórficos
MAGNITUDES LIMITADORAS
(ICRP 60, ICRP 103)
Dosis equivalente en un organo, HT
Dosis efectiva, E
fuente: ICRP Publication 74 (1996) - ICRU Report 57 (1998)
Figura: J.M. Gómez Ros (CIEMAT)
MAGNITUDES
MEDIBLES
calculadas usando
maniquíes simples
comparadas
mediante
medidas y
cálculos
numéricos
MAGNITUDES OPERACIONALES
(ICRU 47, ICRU 51)
Equivalente de dosis ambiental, H*(d)
Equivalente de dosis direccional, H’(d,W)
Equivalente de dosis personal, Hp(d)
calibración
MAGNITUDES
MEDIBLES
Calibración de
dosímetros
1.
Se mide el valor de la magnitud física
considerada ( ej. kerma en aire) en un
punto o puntos de referencia.
2.
Se irradian los dosímetros en dicho punto
para determinar su respuesta a la magnitud
física elegida (ej. emisión de luz en un
dosímetro TL en función del kerma en aire).
2,0
3.
Se utilizan los coeficientes de conversión
de correspondientes [ej. Kaire a Hp(10)] para
obtener la relación entre la respuesta del
dosímetro y la magnitud operacional
adecuada [ej. Emisión de luz en función de
Hp(10)].
HP(10)/Kaire (Sv/Gy)
1,5
1,0
0,5
0,0
0,01
0,1
1
Energía (MeV)
Figura: J.M. Gómez Ros (CIEMAT)
10
Calibración de
dosímetros personales
Se irradian los dosímetros
en un campo de referencia
(Kaire medido con una cámara de
ionización)
“señal” del
dosímetro
vs.
Kaire
2,0
x
Hp(10)
HP(10)/Kaire (Sv/Gy)
1,5
Kaire
1,0
“señal” del
dosímetro
0,5
vs.
Hp(10)
0,0
0,01
0,1
1
Energía (MeV)
Figura: J.M. Gómez Ros (CIEMAT)
10
Bancada de irradiación con fuente de neutrones de 241Am-Be del Departamento de Ing.
Nuclear de la UPM, apta para calibración y verificación de dosímetros de neutrones.
Vigilancia dosimétrica de los trabajadores

Datos año 2008:


Controlados dosimétricamente en España un total 99.747, a las que correspondió una
dosis colectiva de 21.508 mSv.persona. La dosis individual media fue de 0,71 mSv/año.
El 99,90% de los trabajadores controlados dosimétricamente recibió dosis inferiores a 6
mSv/año y, el 99,99 % de ellos, controlados dosimétricamente, recibió dosis inferiores a
20 mSv/año.
Limitación de dosis y protección del
público
LIMITES ANUALES DE DOSIS PARA LOS MIEMBROS DEL PUBLICO (en mSv)
Reglamento Protección Sanitaria contra
las Radiaciones Ionizantes (R.D. 783/2001,
Tipo de exposición
BOE 26-Jul-2001)(Basado en las
Recomendaciones ICRP de 1990 y en la
Directiva Europea 96/29)
Exposición homogénea cuerpo entero o
1
Dosis Efectiva
Cristalino
15
Piel
50
LIMITES DE DOSIS ANUALES (en mSv) PARA MIEMBROS DEL GRUPO CRITICO.
RESTRICCIONES DE DOSIS.
EFLUENTES
ORGANO
EFLUENTES GASEOSOS
LIQUIDOS
Todo el cuerpo
0.05 (gases nobles)
0.03
Piel
0.15 (gases nobles)
Cualquier órgano
0.15 (radioyodos y partículas)
0.10
Confinamiento de sustancias radiactivas mediante
barreras múltiples para evitar la contaminación de las
personas y del medio ambiente
Barreras de protección en
un reactor de agua a
presión
Fuente radiactiva
con doble
encapsulado
Centro de almacenamiento
de residuos radiactivos de
baja y media actividad
Limitación de dosis al público
VIGILANCIA RADIOLÓGICA DEL MEDIO
AMBIENTE
ZONAS ABARCADAS POR
UN PLAN DE VIGILANCIA
RADIOLÓGICA
AMBIENTAL TIPO Y
PUNTOS DE MEDIDA Y
MUESTREO DE LA
RADIACTIVIDAD EN
SUSTANCIAS
AMBIENTALES
PVRA EN LAS CC NN
Tipos de muestras y análisis
Tipo de muestra
Frecuencia de muestreo
Aire
Muestreo continuo con cambio de filtro Actividad beta total
semanal
Sr-90
Espectrometría 
I-131
Cambio de dosímetros después de un Tasa de dosis integrada
período de exposición máximo de un
trimestre
Muestreo quincenal o de mayor Actividad beta total
frecuencia.
Actividad beta resto
Sr-90
Tritio
Espectrometría 
Muestreo continuo con recogida de Sr-90
muestra mensual
Espectrometría 
Radiación directa
Agua potable
Agua de lluvia
Análisis realizados
Agua superficial y subterránea
Muestreo de agua superficial mensual o
de mayor frecuencia
y de agua
subterránea trimestral o de mayor
frecuencia
Suelo, sedimentos y organismos Muestreo de suelo anual y sedimentos y
indicadores
organismos indicadores semestral
Actividad beta total
Actividad beta resto
Tritio
Espectrometría 
Sr-90
Espectrometría 
Leche y cultivos
Sr-90
Espectrometría 
I-131
Espectrometría 
Muestreo de leche quincenal en época
de pastoreo y mensual el resto del año y
cultivos en época de cosechas
Carne, huevos, peces, mariscos y Muestreo semestral
miel
VIGILANCIA RADIOLÓGICA DEL MEDIO
AMBIENTE
1E+02
1E+01
1 mSv
(Límite reglamentario de dosis al público)
1E+00
0,1 mSv
(Restricción Operacional)
1E-01
1E-02
JCA
SMG
1E-03
AS2
ALM
VA2
AS1
COF
TRI
1E-04
1E-05
Resultados de las evaluaciones realizadas por el CSN
en el entorno de las CC.NN.
1E-06
80
81
82
83
84
85
86
87
88
89
90
91
Años
92
93
94
95
96
97
98
99
00
01
02
Redes de vigilancia radiológica
ambiental (CSN y CC.AA.)
Red de vigilancia de Ríos y Costas
Redes de vigilancia radiológica
ambiental (CSN)
RED de ALERTA A LA RADIACTIVIDAD (DGPC)
Calidad necesaria para la
protección radiológica del público

Intercomparaciones periódicas entre
laboratorios de vigilancia ambiental (centro
nacional de referencia: Ciemat)

Calibración de equipos de medida en continuo

Gestión de residuos radiactivos:

normalizada al máximo

controles de calidad intermedios

caracterización antes de su disposición final
Resumen y conclusiones





Las radiaciones ionizantes pueden producir daños a la salud de tipo
inmediato (determinista) y diferido (probabilista). Mientras que los
primeros necesitan que la dosis supere un cierto valor umbral, para los
segundos la probabilidad de aparición aumenta con la dosis recibida.
El entorno humano presenta niveles significativos de radiaciones
ionizantes de forma natural.
El uso de la tecnología nuclear en distintos campos supone un
incremento de los niveles naturales de radiaciones ionizantes.
La Protección Radiológica tiene como finalidad proteger de los efectos
nocivos de las radiaciones ionizantes, sin limitar injustificadamente sus
aplicaciones y los beneficios derivados de éstas.
Existen reglamentos y controles rigurosos tanto de la exposición de los
trabajadores como de la contaminación del medio ambiente.