Control y vigilancia ambiental

Capítulo 1: Control y vigilancia ambiental
Los conceptos de seguridad básica que se describirán a continuación
se aplican tanto a las prácticas como a intervenciones. Las prácticas son
actividades que suman exposición a la radiación de fondo recibida por el
público, o que aumentan la probabilidad de exposición. Éstas incluyen el
uso de radiación o sustancias radioactivas para propósitos médicos,
industriales, agrícolas, educativos y de investigación, la generación de
energía nuclear, facilidades y dispositivos que contienen sustancias
radioactivas como instalaciones de irradiación, minería y procesamiento de
los materiales extraídos y la administración de residuos radioactivos. La
intervención es alguna actividad desarrollada para reducir la exposición a la
radiación, tales como la reducción del radón en los edificios,
procedimientos desarrollados en situaciones de emergencia creadas por
contaminación después de un accidente, etc.
Los gobiernos nacionales tienen la responsabilidad de reforzar la
seguridad radiológica, generalmente a través de un sistema que incluye una
autoridad regulatoria. Además, deben mantener servicios esenciales de
protección y seguridad radiológica que excedan o sean complementarios a
las incumbencias de los reguladores. Las normas de seguridad pueden ser
aplicadas eficientemente cuando una estructura nacional está establecida
firmemente. Además de las regulaciones y legislaciones, los elementos
esenciales son:
i)
ii)
iii)
La creación de una autoridad regulatoria con atribuciones para autorizar,
inspeccionar y reforzar las leyes y regulaciones. Ésta debe poseer
suficientes recursos, incluyendo personal entrenado, contar con la
capacidad para detectar sustancias radioactivas, disponer residuos y
preparar intervenciones, particularmente durante emergencias que puedan
resultar en una exposición adicional del público.
El desarrollo de programas de educación, entrenamiento e información
pública con fondos adecuados y recursos para el intercambio de
información entre especialistas.
La provisión de servicios y facilidades para la protección y la seguridad a
nivel nacional. Esto incluye laboratorios para dosimetría personal y
ambiental, calibración e intercomparación de equipamiento, registros
generales de dosis de radiación y de información de la capacidad de los
laboratorios.
Para asegurar el buen uso de las radiaciones se realizan controles y
vigilancias. Los controles regulares y periódicos de las fuentes, del medio
ambiente y de los individuos se tornan esenciales para asegurar la
protección al público y al medio ambiente. La descarga autorizada de
radionucleídos en las facilidades a las diferentes matrices ambientes debe
ser evaluada a fin de que no se sobrepasen los límites de descarga de
actividad establecidos. En el caso de descargas no controladas a las
diferentes matrices ambientes pueden ocurrir como resultado de accidentes.
El control de estas descargas y sus fuentes y especialmente del medio
ambiente contaminado es necesario para la implementación y ejecución de
acciones de protección al público, a los efectos de evaluar las
consecuencias a largo plazo y para tomar resoluciones de protección y
remediación.
Las exposiciones de los miembros del público originadas por
descargas controladas, incontroladas o áreas contaminadas en el pasado
pueden surgir de la emisión directa desde la fuente de descarga o de
radionucleídos dispersos en el medio ambiente. En el último caso, la vía de
exposición más común es la externa, debido a la presencia de
radionucleídos en la pluma de descarga y en el suelo, así como también por
la ingestión de alimentos contaminados. La inhalación de radionucleídos
suspendidos en aire o a partir de la resuspensión de material depositado
sobre el suelo puede también ser importante, siendo necesario controlar las
dosis alrededor de la fuente y los niveles de descarga para contrastarlos con
las descargas autorizadas. Los estándares básicos de seguridad requieren de
registros y licencias para la implementación y mantenimiento de programas
de control para determinar la exposición del público. Las licencias deben
contemplar un programa adecuado para asegurar que los límites de
exposición externa del público sean respetados, que los límites de descarga
sean cumplidos y permanezcan válidos. También deben guardarse y
publicarse los resultados de los controles para que cualquier contaminación
o aumento de actividad en el medio ambiente pueda ser evaluada y
remediada rápida y responsablemente. Por otra parte, el responsable de las
descargas debe poseer la capacidad técnica para realizar controles de
emergencia en caso de aumentos inesperados de actividad o accidentes.
En el caso de plantas nucleares, las medidas de salvaguarda requieren
que en la etapa de diseño se realicen estudios en la vecindad de la planta en
referencia a las vías de llegada de radionucleídos a la población,
incluyendo la cadena alimentaria, el impacto radiológico en el ecosistema,
la posible acumulación de radionucleídos en el entorno físico y la
posibilidad de descargas no autorizadas. En la etapa de operación de la
planta, deben instituirse e implementarse procedimientos para monitorear y
controlar las descargas de efluentes. También deben establecerse y ponerse
en marcha programas de control del medio ambiente en las cercanías de la
planta para evaluar el impacto radiológico de las descargas.
Para asegurar un control apropiado durante la gestión de residuos
radioactivos en facilidades que realizan disposiciones superficiales y
durante el cierre de las mismas, es necesario disponer de repositorios que
permitan el monitoreo. El operador del repositorio debe ser responsable de
un monitoreo continuo y adecuado en acuerdo con las legislaciones
nacionales. Estos programas deben controlar el repositorio y su entorno
para verificar la ausencia de impactos inaceptables, como el lixiviado.
En el caso de una emergencia los miembros del público deben tener
acceso, de forma clara y comprensible a la posible contaminación del
medio ambiente y en lo referido a las exposiciones sufridas por los
trabajadores y el público. De este modo se tendrá una respuesta rápida en la
fase inicial de la emergencia mediante el control del medio ambiente, la
identificación de riesgos y las acciones de protección.
1.1. Responsabilidades
1.1.1 De la autoridad regulatoria
El ente regulatorio debe asegurar la protección del público y del
medio ambiente, que el operador cumpla apropiadamente las regulaciones,
proveer jurisprudencia en relación a la seguridad del público y los
requerimientos técnicos de vigilancia. Si existe el potencial para un
accidente de gran magnitud, debe asegurar que los preparativos para la
emergencia estén dispuestos y que sean controlados rutinariamente.
Cuando los límites de dosis anuales se aproximan a los niveles de
intervención, deberá volver a evaluar los niveles de descarga autorizados.
1.1.2 Del operador
En relación al control de las prácticas de descarga, el operador de la
instalación debe prevenir cualquier riesgo de contaminación al público y al
medio ambiente, respetar los requerimientos regulatorios e informar
cambios en las descargas a la autoridad regulatoria. Debe realizar toda
investigación pre-operacional, incluyendo la determinación de las líneas de
base de actividad de radionucleídos naturales y artificiales y estimación de
dosis. Debe contar con programas de vigilancia de la fuente y del medio
ambiente, durante y después de la fase de operación. Estos programas
deben detectar rápidamente descargas inesperadas y suministrar resultados
que prueben que las dosis de los miembros del público están por debajo de
los criterios establecidos por la autoridad regulatoria. Los mismos deben
contemplar el hecho de que distintas fuentes pueden tener impacto sobre
una misma área y grupo poblacional.
1.2. Consideraciones generales
1.2.1 Grupo crítico
Antes de desarrollar los conceptos y lineamientos básicos de
monitoreo, debe aclararse el concepto de grupo crítico. Se lo define como
un grupo de miembros del público razonablemente homogéneo respecto a
su exposición a un dado tipo de fuente de radiación. Este grupo es el que
recibe la mayor dosis efectiva equivalente a partir de una dada fuente
debido a su localización, edad, dieta o hábitos. Para una determinada
circunstancia, éste debe ser seleccionado cuidadosamente, prestándose
especial atención a los hábitos de minorías culturales y étnicas. Uno de los
aspectos más importantes es la selección del tamaño del grupo crítico,
siendo en la práctica del orden de algunas decenas de individuos, con la
excepción de casos en los cuales grandes poblaciones son expuestas
homogéneamente. Existen diferentes grupos debido a las diferentes rutas de
exposición y algunos individuos podrían ser miembros de más de un grupo.
1.2.2 Programas de control y vigilancia
Uno de los objetivos generales de los programas de control y
vigilancia es proporcionar datos para la determinación de las dosis de
exposición reales o potenciales del grupo crítico y la población debido a la
presencia de material radioactivo contaminante en el medio ambiente
originado en prácticas de operación normal o fuentes dentro de una
práctica, provenientes de accidentes o actividades pasadas.
Si bien bajo condiciones de descarga normal, las rutas de exposición
están bien establecidas y son permanentes, en caso de descargas de
emergencia las contribuciones de las diferentes rutas a la dosis recibida por
trabajadores y público pueden ser transitorias y/o diferentes de las
normales. Estas diferencias deben ser consideradas cuando se establecen
los programas de emergencia. Para proteger el público y los trabajadores en
casos de emergencia deben aplicarse diferentes criterios que en los casos de
operación normal y consecuentemente, puede ser necesaria la colección de
datos adicionales. En las diferentes etapas posteriores a un accidente, las
rutas de exposición pueden cambiar y por lo tanto serán necesarios nuevos
datos. Por ejemplo, en las etapas iniciales de una descarga atmosférica
accidental la vigilancia debe focalizarse en la nube y en los radionucleídos
de la pluma para poder determinar las dosis de exposición externa y de
inhalación. Una vez que la descarga finalizó y la nube radioactiva pasó, el
monitoreo debe refocalizarse en el suelo y la contaminación de alimentos
para tener en cuenta las contribuciones a las dosis de ingestión y externa.
Las situaciones de exposición crónica incluyen la exposición a
residuos radioactivos de eventos pasados, situaciones causadas por
accidentes o el producto de prácticas realizadas con anterioridad, como así
también el uso de fuentes exceptuadas de controles regulatorios. En estas
condiciones, las rutas de exposición están bien definidas y no cambian
rápidamente ya que la exposición externa está determinada por los
radionucleídos depositados en el suelo, edificios, vegetación o sedimentos.
La ingestión de alimentos naturales o manufacturados a partir de productos
agrícolas también puede contribuir sustancialmente a la dosis. Debido a la
incorporación de los radionucleídos de vida media larga en el suelo, la
resuspensión e inhalación pierden importancia con el tiempo.
Estos programas también deben proveer información para verificar
los modelos de predicción de transporte e impacto de los radionucleídos en
el medio ambiente y así incorporarles modificaciones que permitan reducir
las incertezas en los cálculos.
El tipo de programa de monitoreo así como su escala y extensión
deben estar en acuerdo con las características de la fuente de descarga,
velocidad de descarga, composición de radionucleídos, importancia relativa
de los caminos de exposición, magnitud de las dosis esperadas y
potenciales vías de exposición del público. Los requerimientos para el
monitoreo de descargas en una práctica deben estar directamente
relacionados con la situación regulatoria de aplicación de la fuente en
cuestión, tal como lo establecen los lineamientos internacionales. También
incluyen otros tipos de medidas y actividades de colección de datos tales
como las condiciones climáticas, incluyendo velocidad y dirección del
viento, estabilidad de mezclado de las capas atmosféricas, estadísticas de
precipitaciones, temperatura, humedad, etc. Estas condiciones también
deben ser tenidas en cuenta tanto en los estudios pre-operacionales como
durante la operación de instalaciones y en situaciones de emergencia. Por
otra parte, lo mismo es aplicable a las características hidrogeológicas de
ríos en los que se descargan efluentes así como a las características
hidrodinámicas de lagos y mares. Finalmente, la distribución y
características de las poblaciones ubicadas en la vecindad de instalaciones,
hábitos, incluyendo tipo y consumo de comida, deben ser verificados
periódicamente. Los programas de monitoreo generalmente incluyen
rutinas de bajo costo de monitoreo de parámetros integrados ( y  total) y
medidas periódicas de las concentraciones de radionucleídos individuales
(mediante espectroscopía o métodos radioquímicos) en la fuente y/o en
algunos compartimientos ambientales.
Los monitoreos no son obligatorios en la fuente o en el medio
ambiente para aquellas actividades que dan lugar a exposiciones que están
excluidas del control regulatorio debido a que la magnitud o probabilidad
de las mismas de provocar algún efecto son mínimas para ser controladas
mediante los requerimientos básicos de seguridad. Algunas prácticas o
fuentes pueden emitir materiales exceptuados de las prácticas regulatorias
si los riesgos asociados a los individuos y poblaciones son suficientemente
bajos en lo que respecta a seguridad. Algunas fuentes o prácticas que no
pueden ser excluidas de los controles necesitan ser autorizadas mediante un
registro o una licencia. En general, en estos casos no se requiere control
ambiental, sí de la fuente. Finalmente existen varios tipos de fuentes para
las cuales se requiere un programa rutinario de control, como las
instalaciones del ciclo del combustible nuclear, algunas instalaciones de
investigación y de producción de radioisótopos, etc. Instalaciones de este
tipo tienen requerimientos y condiciones de seguridad específicos y están
sujetas a monitoreos continuos en la fuente y en el medio ambiente, así
como a evaluaciones de dosis del público. Algunas fuentes y prácticas,
como hospitales o institutos de investigación que usan radionucleídos de
vidas medias cortas pueden no requerir programas de monitoreo ambiental.
Otras, como pequeñas instalaciones nucleares o departamentos de medicina
nuclear que usan grandes cantidades de radionucleídos para diagnóstico,
pueden requerir rutinas de monitoreo de la fuente y ocasionalmente del
medio ambiente. Por otro lado, grandes departamentos de medicina nuclear
e instalaciones nucleares requieren de un monitoreo continuo y exhaustivo
de ambos, la fuente y el medio ambiente. Independientemente de sus
características, cada facilidad debe estar preparada para realizar controles
de emergencia.
1.2.3 Intervenciones
Las situaciones de intervención requieren de una respuesta para
reducir o prevenir exposiciones en casos de emergencia o exposición
crónica. Las acciones de protección o remediación no son generalmente
necesarias a menos que se sobrepasen los niveles de intervención o acción.
La información inicial requerida para tomar una decisión referida a
acciones de protección o
remediación se basa en monitoreos,
estableciéndose una estrategia global fundada en el sitio específico, la
fuente, las posibles vías de exposición humana y las consecuencias del
accidente; considerando el control de la fuente, el medio ambiente y los
individuos así como también la evaluación de las dosis involucradas. En
casos de alcanzarse los niveles de intervención, debe seleccionarse una
estrategia de monitoreo contemple periodicidad, número y métodos de
medidas y muestreo ambiental para lograr la detección temprana de
exposiciones del público en general o de trabajadores y para asegurar la
ejecución de acciones de protección a tiempo.
En las estrategias relacionadas con monitoreos de emergencia, deben
considerarse aspectos nacionales e internacionales en lo que respecta al
acceso a datos y a posibles contaminaciones cuya fuente se encuentre fuera
de los límites territoriales, teniendo en cuenta que la emergencia finaliza
cuando los niveles de actividad determinados sobre la fuente son
restablecidos, las condiciones radioactivas no son perjudiciales y la
exposición humana y la contaminación del medio ambiente están por
debajo de los niveles nacionales de intervención y acción.
No hay estándar de radioprotección que se aplique universalmente
para la intervención en situaciones de exposición crónica, éstos son
establecidos por autoridades regulatorias nacionales, dependiendo de las
circunstancias, de las estimaciones de dosis, de la tasa de dosis en aire y
concentración de radionucleídos. De acuerdo al ICRP, las intervenciones
no son justificables si la dosis efectiva equivalente anual originada por
todas las fuentes ambientales no alcanza los 10 mSv. En estas situaciones,
el monitoreo de radionucleídos de vida media larga es justificable si la
dosis anual debido a esta fuente constituye una fracción relevante de los
10 mSv o del nivel nacional establecido. El control de la contaminación de
alimentos con radionucleídos de vida media larga podría justificarse si los
niveles de actividad en ellos representan una fracción importante de los
niveles de intervención nacionales o internacionales.
1.3. Tipos de programas
Hay tres tipos de programas de vigilancia para la protección del
público: monitoreo de la fuente, del medio ambiente y en algunos casos
excepcionales de los miembros del público en forma individual (Figura
1.1).
monitoreo
radiológico
fuente
ambiente
relacionado a una
única fuente
individuos
todas las fuentes
posibles
Figura 1.1: Distintos programas de monitoreo.
1.3.1 Vigilancia de la fuente
Este tipo de vigilancia se refiere al monitoreo de una fuente de
radiación en particular o a la descarga de radionucleídos provenientes de
una práctica. Las consideraciones básicas en el diseño del programa de
monitoreo son las mismas para todas la fuentes pero la magnitud y la
frecuencia difieren. Estos programas están generalmente establecidos para
determinar las tasas de dosis en la fuente o las velocidades de descargas de
radionucleídos. Las velocidades pueden variar dependiendo de las fuentes y
sus condiciones, así como también del modo de descarga. Por ejemplo, los
efluentes liberados al aire son más frecuentemente descargados durante los
procesos de operación pero ésta puede ser discontinua, mientras que los
efluentes líquidos pueden ser descargados o almacenados para una descarga
posterior.
Para cada tipo de fuente y cada tipo de ruta potencial de exposición
es necesario considerar la localización de los puntos de medida, si se
requiere vigilancia continua, la frecuencia de muestreo y medidas o
requerimientos para obtener información adicional. También es apropiado
obtener información sobre la forma química, densidad y flujo de la
descarga, condiciones meteorológicas, hidrogeológicas y todo dato
relevante del medio receptor.
1.3.2 Vigilancia ambiental
El monitoreo ambiental tiene como objetivo obtener valores
representativos de actividad de modo que las muestras reflejen las
condiciones del medio ambiente del cual son obtenidas. En general, los
niveles de actividad de muestras terrestres están sujetos a variaciones
espaciales y temporales causadas por inhomogeneidades en la distribución
espacial del material radioactivo depositado en el suelo, redistribuciones
debidas a vientos o erosión por agua, diferencias en las condiciones del
suelo y topografía, prácticas agrícolas y absorción por el follaje o raíces.
Las medidas de actividad en el medio ambiente son el resultado de
interacciones complejas de estos factores, los cuales no pueden preverse.
La variabilidad en las muestras causa incertezas en la determinación de los
niveles de actividad. La misma obliga a un cuidadoso diseño de la
estrategia de muestreo. Esto es importante ya que la comparación de los
niveles de actividad de las muestras con los niveles de intervención o
acción forma la base para la toma de decisiones con consecuencias a largo
término para la salud, la sociedad y la economía. Para realizar un muestreo
representativo, la IAEA ha establecido procedimientos específicos. A pesar
de que estas técnicas no eliminan las incertezas, puede reducirlas y permite
cuantificarlas desde un punto de vista estadístico.
Los monitoreos ambientales también se realizan para determinar el
impacto de fuentes de descarga. En efecto, se realizan controles y
muestreos en puntos estratégicos, seleccionados por métodos analíticos,
que permiten determinar la radiación y contaminación radioactiva que
surge de la fuente bajo consideración.
A pesar de que muchas fuentes dan lugar a la liberación de
radionucleídos, en general están bien localizadas, permitiendo focalizar los
programas de vigilancia. Existen también fuentes que son múltiples,
dispersas o difusas que no pueden ser tratadas de la misma manera. Los
radionucleídos liberados por estas fuentes están mezclados en el medio
ambiente y es necesario vigilar la contribución total. Estos programas están
caracterizados por una amplia cobertura geográfica y por la capacidad de
detectar la mayoría de los radionucleídos presentes.
Los programas de vigilancia deben ser abarcativos y apropiados para
el área local, rápidos en respuesta y con capacidad de muestreo y medición
de niveles de actividades o dosis en emergencias.
Para monitorear la radioactividad ambiental se utilizan dos tipos de
detectores de radiaciones: los contadores, en los que la respuesta al
estímulo es inmediata, y los dosímetros, cuya respuesta es acumulativa.
Para que las técnicas de muestreo y medición relativas al monitoreo del aire
resulten efectivas y eficientes se debe prestar atención a las características
de los contaminantes y establecer procedimientos adecuados para que el
aire muestreado sea representativo del inhalado por los miembros del
público. Para la obtención de las muestras se utilizan dispositivos que
fuerzan la convección de un volumen conocido de aire a través de un filtro
que, dependiendo de su eficiencia, retiene cierta parte del material
radioactivo. Por su parte, la contaminación superficial se determina en
forma directa con instrumentos portátiles o indirectamente, por la técnica
de barrido superficial. El monitoreo directo de la contaminación superficial
se lleva a cabo mediante contadores Geiger-Müller, proporcionales, o de
centelleo. De acuerdo a la naturaleza de la contaminación radioactiva
pueden ser necesarios distintos instrumentos para medir la contaminación
de emisores ,  o , pero suelen emplearse sondas dobles constituidas por
detectores de centelleo y contadores proporcionales. La frecuencia de
muestro dependerá de la dosis a ser estimada, la precisión requerida, la
dependencia temporal y la variabilidad. Cuanto más cercanas estén las
actividades determinadas a los niveles de acción e intervención y mayor sea
la variabilidad, más frecuentes serán los muestreos, incluyendo el
monitoreo de radionucleídos de vida media corta y alimentos que son
consumidos rápidamente después de su cosecha.res alfa
1.3.3 Vigilancia individual
El monitoreo individual está relacionado con medidas realizadas
directamente sobre las personas. No es utilizado normalmente en
programas de vigilancia de rutina para determinar la exposición del público
pero puede ser empleado después de un accidente para determinar la dosis
real recibida y dar información al público. Programas especiales de
monitoreo individual pueden llevarse adelante con fines científicos tales
como la validación de modelos o la provisión de información para el
reaseguro del público.
Para evaluar la contaminación interna pueden utilizarse por separado
o en combinación dos métodos, cuya aplicación depende principalmente de
las propiedades físicas de los contaminantes:
-
Evaluación de la cantidad de material radioactivo presente en todo el cuerpo
o algunos órganos por mediciones in vivo.
Análisis de excretas u otras muestras biológicas.
La medición directa de la actividad del cuerpo se lleva a cabo con
equipos que miden la radiación emitida desde el interior del cuerpo humano
y sólo puede emplearse para radionucleídos que emiten radiación
penetrante. Antes de proceder a la medición de la contaminación interna se
debe considerar la posibilidad de contaminación externa y, si ésta existe, se
la debe eliminar tanto como sea posible. La contaminación cutánea que no
se puede eliminar, se detecte o no, se interpreta como radioactividad
incorporada, lo que conduce a una sobreestimación de la actividad
corporal. También se puede emplear un contador para efectuar la medición
externa de la radioactividad de algunos órganos. En estos casos, es
importante que la respuesta del contador sea adecuada para los
radionucleídos que se acumulan en un órgano específico. Cuando el riesgo
de contaminación interna se debe a radionucleídos emisores de radiación ,
 o fotones de baja energía, se deben realizar controles periódicos de
excretas o de otras muestras biológicas, cuya elección depende de las
características del radionucleído y de las circunstancias en se produjo la
incorporación, entre otros factores. Un método muy usado para detectar,
identificar y evaluar la magnitud de los radionucleídos incorporados es el
análisis de muestras de orina de 24 h. Un método poco frecuente es el
análisis de muestras fecales, el cual es útil para la pronta detección y
evaluación de la incorporación aguda de radionucleídos, por ejemplo en
caso de situaciones anormales. También en este caso, la medición de la
actividad de muestras sucesivas permite evaluar la carga corporal y luego
determinar la dosis equivalente efectiva. El análisis de las secreciones
nasales puede ser el primer indicio y medio de identificación de
radionucleídos inhalados en forma de partículas. El método no es apto para
determinar la magnitud de la actividad incorporada, pero puede usarse
como una primera indicación de la posible contaminación interna.
1.4. Estrategias de muestreo
La estrategia de muestreo deberá ser adaptada a la situación a ser
monitoreada y deberá ser consistente con los objetivos y propósitos del
monitoreo específico. Los lugares de muestreo, frecuencias y técnicas
dependen de las tareas, tipo de liberación, composición de radionucleídos y
dosis esperables como consecuencia de las descargas.
1.4.1 Situaciones normales
La mayoría de los datos sobre descargas de radionucleídos desde
facilidades nucleares son generalmente obtenidos por medidas en tiempo
real de la tasa de dosis, concentraciones de actividad o actividad total en el
punto de descarga. El muestreo y las medidas subsecuentes de liberaciones
de radionucleídos en aire y agua, sean continuas o discontinuas, son usadas
principalmente para determinar la composición de radionucleídos de una
descarga. Si las descargas son de muy baja actividad, las medidas en
tiempo real pueden resultar insensibles y posteriormente deben realizarse
determinaciones en el laboratorio.
La frecuencia de muestreo debe ser determinada teniendo en cuenta
los resultados de monitoreos previos de una dada facilidad o de facilidades
similares con una composición equivalente de radionucleídos en las
descargas. En el caso de facilidades autorizadas, el muestreo ambiental es
realizado principalmente para probar el cumplimiento de las restricciones
de los niveles autorizados o las predicciones de concentraciones de
radionucleídos en el medio ambiente realizados en etapas preoperacionales. Los lugares de muestreo serán seleccionados cerca de los
puntos donde se espera la máxima actividad o depósito de radionucleídos,
preferentemente en la dirección predominante del viento para descargas en
aire o aguas abajo para descargas en ambientes acuáticos. Ya que las
dispersiones en la atmósfera y en el agua pueden variar significativamente
de año a año, una parte importante de las medidas de vigilancia debe
realizarse en el mismo punto periódicamente para comparar los resultados.
Muestreos y medidas adicionales deben realizarse regularmente en centros
poblados vecinos y en suelos para cotejar estos resultados con las líneas de
base determinadas antes de la puesta en operación de la instalación. Los
alimentos agrícolas tales como verduras de hoja o leche deben ser
controlados varias veces al año, o más frecuentemente en el caso de
descargas de radionucleídos de vida media corta tal como los isótopos del
iodo. El suelo y alimentos cosechados deben ser monitoreados una vez al
año. Los constituyentes del monitoreo, frecuencia de muestreo y tipo de
medidas que se pueden realizar se resumen en la Tabla 1.1. Esto debe
considerarse sólo como un marco ya que programas específicos deben
establecerse en base a los radionucleídos involucrados, sitios específicos y
niveles de descargas. La elección de los alimentos dependerá de la
agricultura local y de los hábitos de la población.
Tabla 1.1: Constituyentes medioambientales monitoreados, frecuencia de muestreo
y medidas para descargas normales de radionucleídos al ambiente.
descarga
constituyentes monitoreados
frecuencia
irradiación externa
dosis gamma
dosis gamma total
dosis de neutrones (si se
prevé)
dosis de neutrones total (si se
prevé)
continuamente
dos veces por año
continuamente
dos veces por año
aire y depósitos
aire
lluvia
depósitos
suelo
recolección continua, medida semanal
o mensual
recolección continua, medida mensual
recolección continua, medida mensual
una vez al año
alimentos y/o ingestión
transportado por aire
vegetales de hoja
otros vegetales y frutas
granos
leches
carne
agua bebible y/o subterránea
cada mes durante la estación de
crecimiento
muestras seleccionadas durante la
cosecha
muestras seleccionadas durante la
cosecha
cada mes cuando las vacas están en
pastura
muestras seleccionadas, dos veces por
año
dos veces por año
indicadores terrestres
pasto
líquenes, musgos, hongos
una vez por mes cuando el ganado está
en pastura
muestras seleccionadas, una vez por
año
dispersión acuática
agua de superficie
sedimentos
muestreo continuo, medida mensual
una vez por año
alimentos acuáticos
transportado
líquidos
por
peces
mariscos
muestras seleccionadas, una vez por
año
muestras seleccionadas, una vez por
año
indicadores acuáticos
algas y esponjas marinas
fauna y flora marina
muestras seleccionadas, dos veces por
año
muestras seleccionadas, dos veces por
año
1.4.2 Situaciones de emergencia
El muestreo en situaciones de emergencia es difícil de planificar ya
que las circunstancias pueden no estar completamente claras y por lo tanto
se necesita alto grado de flexibilidad, especialmente en el monitoreo del
medio ambiente. En estas situaciones, la posibilidad de comparar los
resultados de las medidas ambientales con aquellas obtenidas a partir del
control de la fuente es limitada, ya que la cantidad de material radioactivo
liberado, especialmente durante la fase de descarga incontrolada, puede
presentar gran incerteza. El monitoreo ambiental proveerá datos para basar
las acciones necesarias para mitigar las consecuencias radiológicas. La
mayoría de los datos de cantidades de radionucleídos aumentadas por
liberaciones desde facilidades nucleares en emergencia pueden ser
obtenidos a partir de medidas en tiempo real de las dosis y/o de las
actividades  total en el punto de descarga.
Para evaluar las consecuencias radiológicas de un accidente también
debe determinarse la composición de radionucleídos lo más rápido posible.
En el caso de una descarga al aire, debe realizarse un control
espectrométrico continuo de los filtros del sistema de ventilación y venteo
para obtener información relacionada al contenido de iodo y a la
composición de los aerosoles. Deben obtenerse datos sobre los niveles y la
evolución temporal de concentración de radionucleídos en aire, suelo,
plantas y alimentos para determinar las dosis recibidas por los grupos
críticos para tomar decisiones de evacuación y acciones de protección.
Los puntos de muestreo deben ser seleccionados tanto para dar un
pantallazo general de la vecindad de la facilidad desde la cual se ha
descargado material radioactivo accidentalmente, como de lugares alejados
de la misma. En las etapas iniciales, el muestreo debe realizarse en todas
las direcciones, con predominancia en la dirección principal del viento para
descargas en aire o aguas abajo para descargas en sistemas acuáticos. Sin
embargo, los puntos de muestreo deben ser definidos por la distribución
espacial de la dosis  en aire, focalizando el monitoreo en áreas de mayor
contaminación, pero siempre teniendo en cuenta los usos del suelo.
Tan pronto como la descarga y la lluvia radioactiva hayan terminado,
el control debe enfocarse en alimentos y forrajes dentro de un corto período
de tiempo. Las medidas de plantas después de la finalización del período de
depósito darán información importante para estimar la actividad de ellas en
el momento de su cosecha. El medio que debe considerarse, la frecuencia y
los puntos de muestreo o medida se recopilan en la
Tabla 1.2. Este resumen debe tomarse sólo como una recomendación
ya que las características específicas de los programas de monitoreo deben
establecerse considerando los radionucleídos involucrados, el sitio y los
niveles de descarga.
La intensidad y duración de las actividades de control serán
determinadas en base a la severidad de la emergencia y el período de
muestreo puede tomar desde unos pocos días hasta años, adaptando los
programas de vigilancia a la situación real. Por ejemplo, la estación del año
en la cual ocurre el accidente es muy importante en relación al programa de
monitoreo ya que, dependiendo del período, algunos tipos de vegetación
serán afectados por la contaminación de sus hojas, esto puedese reducir o
incrementar la necesidad de monitoreo de alimentos. Durante estos
períodos, las principales rutas que contribuyen a la exposición son los
radionucleídos de vida media larga depositados en el suelo, la ingestión de
comida contaminada por la absorción de raíces en los casos en que la
contaminación con emisores  sea relevante, inhalación de radón, actínidos
o partículas de suelo contaminadas resuspendidas por el viento.
Tabla 1.2: Monitoreo ambiental a ser realizado después de una emergencia.
descarga
constituyentes
monitoreados
frecuencia
observaciones
medidas durante el pasaje de la nube irradiación externa
dosis gamma
dosis de neutrones (si
se prevé)
continuamente
continuamente
cerca y lejos de la fuente,
mapa de dosis externa
aire
aire
lluvia
recolección continua, medidas
cerca y lejos de la fuente
cada dos horas
alimentos ingestión
transportado
aire
por
vegetales de hoja
leches
otros vegetales y frutas
granos
carne
agua bebible y/o
subterránea
diariamente
diariamente
durante la cosecha
durante la cosecha
muestras representativas
muestras representativas
buen indicador para vegetales
buen indicador para animales
indicadores terrestres
pasto
líquenes, musgos,
hongos
diariamente
durante la cosecha
dispersión acuática
agua de superficie
sedimentos
muestreo continuo, mensual,
una vez por año
después de la descarga
restricción de áreas afectadas y
cuerpos de agua
dispersión acuática
transportado
líquidos
por
agua superficial
sedimentos
muestreo
diarias,
semanal
continuo,
medidas
alimentos acuáticos
peces
mariscos
muestras seleccionadas
muestras seleccionadas
indicadores acuáticos
algas
muestras seleccionadas
Los niveles de radionucleídos obtenidos a partir de monitoreos en el ambiente y
en comida han sido recopilados por la UNSCEAR. Los radionucleídos de mayor
importancia en muestras alimenticias y ambientales contaminadas se presentan en la
Tabla 1.3.
Tabla 1.3: Principales radionucleídos en muestras alimenticias y ambientales
contaminadas.
tipo de muestra
radionucleído
131 134
137
aire
I, Cs, Cs
3
agua
H, 89Sr, 90Sr, 131I, 134Cs, 137Cs
89
leche
Sr, 90Sr, 131I, 134Cs, 137Cs
134
carne
Cs, 137Cs
89
otros
Sr, 90Sr, 131I, 134Cs, 137Cs
89
vegetación
Sr, 90Sr, 95Zr, 95Nb, 103Ru, 106Ru, 131I, 134Cs, 137Cs, 141Ce, 144Ce
90
suelo
Sr, 134Cs, 137Cs, 238Pu, 239+240Pu, 241Am, 242Cm
Este grupo de radionucleídos está mayoritariamente relacionado con
alimentos producidos en el suelo. Deben tenerse en cuenta también los
procesos de bioacumulación que tienen lugar en los sistemas de agua dulce
y marinos que pueden ser responsables de una rápida transferencia. Los
radionucleídos que entran en estos sistemas pueden ser acumulados, en
algunos casos, por el plancton y algas. Estos organismos sirven como
comida de niveles tróficos superiores y así los radionucleídos se concentran
en ostras, almejas y langostinos. Cuando se monitorean el agua dulce y la
cadena alimentaria marina se deben determinar las actividades de
54
55
134
Fe, 59Fe,
60
Co,
65
Zn,
95
Zr,
95
Nb,
103
Ru,
106
Ru,
110m
Ag,
125
Sb,
131
I,
Mn,
Cs,
137
Cs, 144Ce y algunos elementos transuránicos.
Muchos otros radionucleídos pueden estar presentes en deshechos de
accidentes y su contribución potencial a la exposición humana depende del
tipo de accidente y de las circunstancias en las cuales ocurrió. De acuerdo a
la IAEA los radionucleídos descargados en cada escenario son:
i)
Reactor de fusión con o sin falla contaminante
Importantes el primer día:
a. Radionucleídos con precursores gases nobles
b. Radionucleídos volátiles
c. Radionucleídos menos volátiles (partículas finas, aerosoles).
Radionucleídos con vidas medias de 6 h o mayores:
97
Zr, 99Mo,
105
Rh,
109
Pd,
111
Ag,
112
Pd,
115
Cd,
121
Sn,
125
90
Y,
Sn,
91
126
Sr,
93
Sb,
127
Y,
96
Sb,
Nb,
131
I,
132
I,
131m
132
Te,
Te,
133
135
I,
I,
140
La,
143
143
Ce,
146
Pr,
Ba,
147
149
Nd,
151
Pm,
Pm,
153
Sm, 139Sm, 157Eu, 239Np.
La presencia de altos niveles en alimentos y materiales
medioambientales de Ce, Zr, Ru y elementos transuránicos indica la
presencia de partículas calientes que pueden ser de especial importancia
cuando se considera la exposición por inhalación y/o ingestión.
Importantes la primera semana:
a. Radionucleídos volátiles
b. Radioucleídos menos volátiles o refractarios
Radionucleídos con vidas medias del orden de 1 d o mayores:
86
90
124
Y, 91Y, 95Nb, 95Zr, 99Mo,
127
103
Ru,
105
Rh,
111
Ag,
112
Pd,
115
115m
Cd,
Cd,
121
Sn,
Rh,
Sb,
89
Sr,
125
Sn,
Sb, 131I, 136Cs, 140Ba, 140La, 141Ce, 143Ce, 143Pr, 147Nd, 149Pm, 151Pm, 153Sm y 139Np.
Importantes a largo plazo:
3
89
Sr,
124
Sb,
129
244
Cm.
H,
90
I,
91
Sr,
134
Y,
137
Cs,
ii)
93m
95
Nb,
Cs,
141
Nb,
Ce,
147
103
106
Ru,
160
Pm,
110m
Ru,
Tb,
238
Pu,
113m
Ag,
239Pu 240
,
Cd,
Pu,
115m
Cd,
241
Am,
123
I,
121m
241
Sn,
Pu,
243
124
Sn,
Am y
Reactor de fusión con falla contaminante
Importantes el primer día:
3
H,
139
88
Rb,
139
Cs,
89
Sr,
Ba,
140
90
Sr,
Ba y
90
140
Y,
91
91
Sr,
Y,
103
Ru,
105
Ru,
106
Ru,
121
I,
134
I,
136
138
Cs,
Cs,
La.
Importantes la primera semana:
3
H, 89Sr, 90Sr, 103Ru, 105Ru, 106Ru, 131I, 133I, 140Ba y 149La.
Importantes a largo plazo:
3
H, 89Sr, 90Sr, 99Tc, 103Ru, 106Ru, 131I y 137Cs.
iii)
90
Sr,
241
95
Nb,
Descargas de una planta de reprocesamiento de combustible de Pu
95
Zr,
99
Tc,
103
Ru,
106
Ru,
Pu, 242Cm, 242Pu, 243Am y 244Cm.
129
I,
134
Cs,
141
Ce,
144
Ce,
238
Pu,
239
Pu,
240
Pu,
241
Am,
iv)
238
Descargas de una planta de fabricación de combustible de Pu
Pu, 239Pu, 240Pu, 241Am, 241Pu y 242Pu.
Otros eventos nucleares que pueden originar mayor emisión
atmosférica de radionucleidos son accidentes en reactores de producción de
alto flujo, destrucción de armas nucleares, entradas en la atmósfera de
satélites propulsados por energía nuclear, accidentes en barcos y
submarinos nucleares, etc. Cada uno de estos posibles accidentes puede
descargar un único conjunto de radionucleídos, el cual debe ser
considerado cuando se programan las capacidades analíticas de monitoreo.
1.4.2.1 Aviso temprano en situaciones de emergencia
En el caso de una contaminación importante, el alerta temprano es
esencial y en la mayoría de los casos la respuesta a la emergencia yace en
modelos de pronóstico de dispersión y transporte. Estos últimos, basados
en predicciones del clima y estimaciones de actividad en la fuente, pueden
prever hacia donde viajará la nube y la concentración de niveles de
radionucleídos esperados en un instante y un lugar específicos. Estos
modelos están lejos de ser una herramienta perfecta, dado que un gran
número de aspectos dan lugar a incertezas en los resultados y diferentes
modelos pueden predecir distintas condiciones de dispersión. Esto lleva a
que el monitoreo en tiempo real se torne indispensable para una respuesta
inmediata.
La radiación , asociada con material radioactivo emitido en un
accidente puede ser detectada fácilmente. Muchos instrumentos miden las
dosis originadas por la radiación  a partir de niveles medioambientales,
desde valores
bien debajo de las dosis críticas hasta niveles
extremadamente altos.
Otra cuestión importante es la existencia de una red de monitoreo en
tiempo real, es decir un conjunto de estaciones de medición situadas
estratégicamente en regiones de interés, la cual no sólo depende de
parámetros geográficos sino también de consideraciones políticas y
económicas. Estas consideraciones son fáciles de poner en evidencia ya que
al momento del accidente de Chernóbil, Austria tenía 336 estaciones
situadas en un área de 83855 km2 mientras que en Suecia había en
operación 25 estaciones en un área de 449964 km2.
La combinación de medidas de dosis o niveles de actividad con
parámetros meteorológicos vía sistemas de cómputo para contruir isolíneas
de contaminación y pronósticos, son consideradas en la actualidad por los
expertos no sólo como posibles sino también como absolutamente
necesarias. Estos sistemas de monitoreo de instalaciones nucleares y
empresas de tecnología deben satisfacer las siguientes funciones:
-
Registrar directamente la radiación en el medio ambiente alrededor de la
instalación, con equipamiento conectado telefónicamente o por radio con
una computadora central.
Registrar los parámetros meteorológicos y disponer de una descripción
matemática de la transferencia de radionucleídos en la atmósfera en
tiempo real.
Transmitir la información en tiempo real a los usuarios.
Todas estas facilidades permiten obtener información confiable y útil
bajo condiciones normales de trabajo y en caso de un aumento de emisión
de radionucleídos alambiente para así alertar tempranamente.
Después del accidente del reactor de Chernóbil en 1986, se
establecieron redes de monitoreo a tiempo real para determinar los niveles
de radiación  en el medio ambiente en Japón y en los países miembros de
la Comunidad Europea, así como también se incrementó el número de
estaciones en los países donde ya existían. Los datos recopilados están
compuestos de valores de tasa de dosis en aire debido a la radiación de las
fuentes terrestres, cósmicas y artificiales a 1 m sobre el suelo. Actualmente
se dispone de 100 estaciones para determinar radiación  total. Esta red
también cuenta con un sistema centralizado de recopilación de información
creada para compatibilizar los datos provenientes de los distintos países,
establecer líneas de base y, en caso de emergencias, tener un pronóstico de
dispersión de largo rango mediante el modelado. Este concepto se basa en
un multi-modelo de pronóstico de dispersión que consiste en el análisis de
los resultados cualitativos y cuantitativos producidos por diversas
herramientas de modelado para construir una imagen compuesta que
incluye todas las contribuciones. La Tabla 1.4 recopila las características
fundamentales de la red de monitoreo de la Comunidad Europea.
Tabla 1.4: Red europea de monitoreo en tiempo real en 2006.
país
Alemania
Austria
Bélgica
Bulgaria
Croacia
Dinamarca
Eslovaquia
Eslovenia
España
Estonia
Finlandia
Francia
Gran Bretaña
Grecia
Holanda
Hungría
Irlanda
Islandia
Italia
Letonia
Lituania
Luxemburgo
Noruega
Polonia
Portugal
República Checa
Rumania
Rusia
Suecia
Suiza
promedio
total
estaciones
estaciones /2500km2
2068
334
130
27
12
10
23
37
32
10
256
168
91
24
165
86
14
1
38
15
11
17
43
13
13
54
37
294
35
55
137
4151
14,48
9,96
10,65
0,61
0,53
0,58
1,18
4,56
0,16
0,55
1,90
0,77
0,93
0,45
9,93
2,31
0,50
0,02
0,32
0,58
0,42
16,43
0,33
0,10
0,35
1,71
0,39
0,04
0,19
3,33
2,82
período de
medida
24 h
24 h
1h
10 min
30 min
1h
1h
30 min
10 min
1h
1h
10 min
1h
1h
10 min
1h
1h
15 min
1h
1h
1h
1h
10 min
1h
20 min
1h
24 h
10 min
15 min
1h
3h
intervalo de
transmisión (h)
24
24
1
24
6
2
1
1
24
3
1
12
1
24
1
1
1
2
24
2
1
1
1
2
24
1
24
24
24
1
9
1.4.3 Situaciones crónicas
Cuanto más cercanas a los niveles de intervención sean las actividades
en el medio ambiente de radionucleídos antropogénicos y TENORM, más
prolongada será la vigilancia para asegurar que los niveles de acción no
sean excedidos y que las acciones de remediación sean realizadas a tiempo.
Debido a la vida media larga de algunos radionucleídos y al largo plazo de
los procesos de transferencia, la disminución anual de los niveles de
actividad o de las dosis puede ser relativamente pequeña. Con el propósito
de tomar decisiones de remediación, el muestreo debe ser representativo en
lo referido a las dosis de exposición del grupo crítico. Factores como la
estación del año aumentan la resuspensión en períodos secos que pueden
causar grandes fluctuaciones en los niveles de contaminación. Bajo estas
condiciones relativamente constantes, la intensidad del monitoreo puede ser
reducida en comparación con los de la situación de emergencia. El
monitoreo debe ser más frecuente en áreas donde las condiciones de
radiación están próximas a los niveles de intervención o acción.
1.5. Estrategia de medida
Los requerimientos técnicos de los programas de vigilancia son la
selección del medio, localización y frecuencia de medidas, selección del
equipamiento para la detección de un tipo particular de radiación y rango
de energías, niveles de detección máximos y mínimos de dosis o actividad,
etc.
El equipamiento debe ser elegido considerando el propósito para el
cual va a ser utilizado. Deben ser también tenido en cuenta, los tipos de
radionucleídos que podrían ser liberados desde una facilidad en
condiciones normales o de emergencia. Por ejemplo, mientras que una
planta nuclear puede liberar radionucleídos con vidas medias desde
segundos hasta miles de años, las facilidades de producción de combustible
liberan un conjunto menor de radionucleídos de vidas medias intermedias.
Si los límites de descarga para una práctica están dados en términos de
actividad  total y/o  total y no para radionucleídos específicos, la medida
de la actividad de estos últimos en forma rutinaria no es necesaria. La
Tabla 1.5 resume los procedimientos de muestreo y medidas para la
determinación de diferentes parámetros que pueden ser importantes en
diversos contextos.
Tabla 1.5: Guía de cantidades a monitorear y tipo de medida.
parámetro a ser medido
muestreo/medida
aplicación
monitoreo de la fuente
dosis gamma en la fuente
gases en aire de descarga
aerosol en aire de descarga
actividad en agua de descarga
dosis gamma sobre la superficie
actividad en aerosoles en aires
yodo en aire
actividad en agua de lluvia
actividad depositada
actividad en suelos
actividad en alimentos, aguas y sedimentos
equipo fijo on-line de medida continua
equipo fijo on-line de medida continua
equipo on-line y/o muestreo, radionucleido específico,  y  total
equipo on-line y/o muestreo, radionucleido específico,  y  total
rutina, emergencia
rutina, emergencia
rutina, emergencia
rutina, emergencia
monitoreo ambiental
monitoreos de campo, equipamiento fijo o móvil
muestreo de filtros, nucleído específico
muestreo específico en forma física o química
muestreo en colector de lluvia, radionucleído específico
espectroscopía  in-situ, muestreo sobre disco, radionucleído
específico
espectroscopía  in-situ, radionucleído específico
muestreo de campo, radionucleído específico
rutina, emergencia, crónica
rutina, emergencia, crónica
rutina, emergencia
rutina, emergencia
rutina, emergencia
rutina, emergencia, crónica
rutina, emergencia, crónica
La frecuencia de muestreo dependerá de los ítems a ser medidos y de
las variaciones en el tiempo de las actividades en el medio. Durante las
prácticas y exposiciones crónicas, las fluctuaciones temporales son
relativamente pequeñas, entonces la frecuencia puede ser baja. Los
intervalos de tiempo entre medidas deben contemplar la vida media de los
radionucleídos que son monitoreados. Si el intervalo de muestreo es largo
en comparación con la vida media de los radionucleídos involucrados, estos
pueden no ser detectados impidiendo que se cumplan los objetivos del
monitoreo. Para medidas de bajos niveles de actividad en condiciones de
operación o exposición crónica, la actividad mínima detectable del
equipamiento y del método aplicado debe ser tal que permita la medida de
niveles de actividades de radionucleídos que son sustancialmente bajos,
uno o dos órdenes de magnitud menores que los niveles de intervención o
de acción. Si los límites establecidos son menores que los niveles de fondo,
una actividad mínima detectable que permita la medida de los niveles de
radiación o actividad menor que el fondo es suficiente. Cuando los datos
del monitoreo son utilizados para obtener la dosis anual para el grupo
crítico, para verificar las dosis autorizadas en casos de prácticas o chequear
niveles de intervención, el límite de detección del equipamiento debe ser
seleccionado de modo tal que permita realizar medidas a niveles
suficientemente menores que los valores de referencia establecidos,
considerando las distintas rutas de exposición humana. Para cada ruta
controlada es necesario asignar una fracción de la dosis de referencia, así la
actividad mínima detectable debe ser tal que garantice la detección de las
distintas contribuciones a las dosis.
El equipamiento destinado para el uso en casos de emergencia debe
ser capaz de medir niveles altos de radiación o concentraciones altas de
nucleídos factibles de encontrar bajo condiciones severas de accidente. Este
tipo de monitoreo debe ser capaz de proveer datos sobre los nucleídos más
significativos desde el punto de vista radiológico, dado que los cambios
detectados en tal situación son de vital importancia para la toma de
decisiones.
Debe tenerse en cuenta que los datos del monitoreo tienen asociadas
incertezas que surgen de la precisión del instrumental, de la falta de
representatividad de las muestras, de los errores de medición y humanos, de
la variabilidad espacial y temporal de la magnitud a monitorear, de los
procedimientos de muestreo, y de la estadística de conteo en el caso de
niveles bajos de actividad. Estas incertezas no pueden ser eliminadas pero
sí reducidas suficientemente por medio de procedimientos adecuados.
Mientras que los errores de calibración pueden ser corregidos, no ocurre lo
mismo con los del procedimiento de la preparación de las muestras. El
almacenamiento de las muestras permite la repetición de las medidas que
no son correctas. La representatividad del muestreo y/o de las medidas en
campo pueden ser optimizadas por medio de un esquema apropiado y una
intensificación de las mismas. Los errores humanos son difíciles de
cuantificar. El stress y la sobrecarga de trabajo, especialmente en casos de
emergencia, pueden dar lugar a errores humanos tales como mal
almacenamiento de datos, pérdida de muestras, rotulado incorrecto,
contaminación cruzada durante la preparación y contaminación de los
aparatos de medida. Dado que muchos errores humanos pueden preverse y
simularse, el entrenamiento del personal reduce su número y mantiene alta
la calidad de los trabajos.
Los métodos analíticos son variados y numerosos y pueden aplicarse
a material particulado, gases, soluciones líquidas y materiales sólidos. Un
resumen de los métodos que han sido efectivamente utilizados para el
análisis de muestras ambientales se presenta en la Tabla 1.6. Las técnicas
más recomendables se indican en la misma y la mayoría del equipamiento
está disponible comercialmente. Para obtener los niveles de información
para evaluar un impacto ambiental es necesaria una combinación de varias
técnicas para medidas volumétricas y de partículas.
Tabla 1.6: Técnicas analíticas recomendadas. (* técnicas analíticas recomendadas).
método
*espectroscopía de masa con acelerador
*microtomografía iónica
emisión de rayos x por inducción con partículas
análisis con reacciones nucleares
*espectroscopía de masa de hidrógeno
*espectroscopía de gases nobles
*espectroscopía de ionización térmica
*espectorscopía 
*espectorscopía 
*espectorscopía 
espectroscopía con centelladores líquidos
*sistemas de conteo de neutrones
espectroscopía óptica de plasma de corriente directa
*espectroscopía infrarroja
espectroscopía raman
cromatografía iónica
espectroscopía inductiva de plasma acoplado
*electroforesis capilar
*cromatografía líquida de alta presión
espectroscopía de masa cromatográfica de gas
*espectroscopía de masa de iones atrapados
espectroscopía de masa de cuadrupolo triple
*fluorescencia de rayos X
fluorescencia inducida por láser
*microscopía electrónica de barrido con dispersión de energía
microsonda electrónica
aplicación
Cl, 3H, 14C, 129I
isótopos de U y del Pu, material particulado
Ca y U
muestras envejecidos con 3H
D/H, HTO, reporcesamiento HT
todos los isótopos de los gases nobles
abundancia isotópica para Pb, Sr, Nd, U, Pu y actínidos
radionucleídos
radionucleídos
radionucleídos
radionucleídos
radionucleídos
impurezas metálicas en Pu aleaciones de Pu
explosivos, resinas, tinturas
trazas de compuestos orgánicos e inorgánicos,
aniones
niveles de traza de elementos con masas >40
abundancia isotópica,
isótopos del Am y del U
F-, Br-, Cl-, percloro, NO3-, NOexplosivos
solventes orgánicos a nivel traza, compuestos orgánicos
compuestos orgánicos en mezclas, freón, kerosene
compuestos orgánicos a nivel ultratraza muestras no líquidas
elementos de alto Z en matrices de bajo Z
compuestos de actínidos y tierras raras
topografía de partículas y exploración elemental
análisis elemental y mapeo de partículas
36
*microsonda iónica
*espectroscopía de fotolelectrónes
difraccón de rayos X
niveles elementales a nivel traza y relación isotópica
elementos de bajo Z
análisis estructural y de multicomponentes
En principio, las técnicas radiométricas son las más apropiadas para
radionucleídos de vida media corta, mientras que para los de vidas medias
largas (100 años o más) técnicas basadas en espectroscopía de masa o
activación de neutrones podrían resultar más sensibles (ver Tabla 1.7).
Tabla 1.7: Técnicas recomendadas para el monitoreo ambiental.
métodos de campo
radionucleídos
 vida media larga (> 100 a)
 vida media corta (< 100 a)
materiales inorgánicos
materiales orgánicos
detectores portables de NaI, Ge y
sistemas montados en vehículos
sistemas portables de fluorescencia de
rayos X
espectrómetro de movilidad iónica,
espectrómetro de masa para gases,
espectrómetro de masa de ionización a
presión atmosférica, espectroscopía
infrarroja de camino largo
métodos de laboratorio
radioquímica:
espectroscopía 
centelladores, contadores proporcionales y
Geiger- Müller,
espectroscopía de masa con acelerador
microtomografía iónica, espectroscopía inductiva
de plasma acoplado, análisis con reacciones
nucleares
fluorescencia de rayos X, cromatografía iónica
espectroscopía infrarroja de alta resolución, GC
con ECD, NPD, FPD y LC-MS
Otro método potencialmente útil para monitorear es el estudio de los
bioacumuladores. Dentro de ellos se pueden incluir glándulas tiroideas para
iodo, heces de herbívoros para actínidos depositados sobre pasto, hongos
para
110m
Ag, etc. Sin embargo, debe tenerse en cuenta que el proceso de
acumulación no está siempre bien entendido. Además de estos métodos, los
musgos y líquenes recolectados cerca de los lugares de descarga pueden ser
útiles para obtener información a largo plazo. Existen especies que pueden
acumular un gran número de contaminantes pero también se ha observado
que algunas son selectivas y acumulan elementos o radionucleídos
específicos.
1.6. Interpretación de los resultados de monitoreo
Los resultados de los programas de monitoreo son presentados en
términos de niveles de radiación de las descargas y concentraciones de
radionucleídos en los materiales descargados en el medio ambiente, dosis
recibidas por los individuos del grupo crítico o en casos de emergencia
dosis proyectadas para individuos del grupo crítico.
Para llevar adelante una práctica, los datos de un programa de
monitoreo deben ser usados para chequear y comparar las condiciones
reales con los límites autorizados y valores de referencia tales como límites
de descarga, límites ambientales, restricciones de dosis relacionadas con la
fuente y con los individuos. En casos de emergencia, los datos del
monitoreo en el medio ambiente, incluyendo alimentos, deben ser usados
para tomar decisiones sobre acciones de protección sobre la base de la
comparación de estos resultados con niveles de acción genéricos o
específicos de concentración de radionucleídos en el medio ambiente,
alimentos y dosis individuales de los miembros del grupo crítico. En
situaciones de exposición crónica, los datos deberán ser usados para
justificar acciones de remediación y optimizar las contramedidas de
protección o remediación.
A pesar de que los métodos y criterios de protección están aún bajo
desarrollo, los resultados de los programas de monitoreo pueden ser
también interpretados en términos de la dosis recibida por los organismos
de la biota. Los resultados obtenidos también pueden ser empleados para
detectar cambios en las condiciones de las fuentes, el medio ambiente y los
individuos, para determinar tendencias a largo plazo de los niveles de
actividad en el medio ambiente y para validar o actualizar modelos de
transferencia de radionucleídos y de dosis en estudios pre-operacionales.
Además, pueden ser utilizados como un medio de realizar un chequeo
independiente en condiciones de operación de una determinada instalación
y para detectar descargas no previstas, nuevas rutas de descargas o
aumentos de los niveles de radiación. La interpretación de las variaciones
observadas requiere de comparaciones con niveles históricos.
Las suposiciones usadas por un operador para interpretar los
resultados del monitoreo son una parte importante de la interpretación. Ésta
debe estar documentada en una forma abierta y transparente. Deben
estudiarse las clases de correlación entre los diferentes tipos de monitoreo,
tales como monitoreos de la fuente y del medio ambiente, niveles de
radiación y concentración de radionucleídos, medidas integradas y de
radionucleídos particulares.
1.7. Estándares y criterios
Los niveles de referencia y criterios de exposición pública a los que
aquí se hacen referencia son estándares aceptados internacional, regional o
nacionalmente. Los estándares aceptados internacionalmente establecidos
por IAEA requieren que el promedio de dosis recibida por los miembros
del grupo crítico atribuibles a prácticas no excedan el valor efectivo de
1 mSv/a. Los estándares regionales son aplicados localmente, por ejemplo,
el establecido por la Comunidad Europea es aplicable sólo a los estados
miembros. Los estándares nacionales pueden incluir niveles de dosis de
referencia relacionados con las fuentes.
Dentro
de
una
práctica,
los
operadores
son
habilitados
temporariamente a efectuar descargas inusuales. Otros límites de descarga
tales como límites en períodos cortos pueden estar también incluidos en los
permisos, de modo que deben realizarse monitoreos en las fuentes para
asegurar que las descargas esténn debajo de estos límites.
Normalmente deben realuizarse medidas integradas en el tiempo
basadas en medidas o controles continuos para asegurar que no sean
descargados deshechos no supervisados. Para pequeñas descargas de
radionucleídos que no son radiológicamente significativas pueden ser
aceptables valores promedios de los muestreos o medidas periódicas
cuando no se prevén grandes variaciones en las descargas. De modo
contrario,
estas
variaciones
deben
verificarse
periódicamente.
Procedimientos de cómo tener en cuenta medidas bajo los límites de
detección deben realizarse claramente y sin ambigüedad. Las incertezas en
las medidas de las descargas deben tenerse en cuenta en un modo
conservativo para verificar su comparación con los límites de descarga
establecidos.
Los límites de descarga establecidos pueden incluir límites
medioambientales tales como límites de radiación en compartimientos
específicos del medio ambiente. Los datos del monitoreo deben usarse para
asegurar que los niveles reales de radiación y las concentraciones de
radionucleídos estén por debajo de estos límites.
Cuando los resultados de un monitoreo ambiental relacionado con las
vías de exposición humana están disponibles, pueden estimarse las dosis de
los grupos críticos y así asegurar que las descargas y los niveles de
radiación en prácticas normales realmente cumplen con los criterios de
exposición del público. En el caso de una única fuente de descarga al
medio ambiente, la dosis predicha debe ser comparada con las restricciones
de dosis adecuadas, y en el caso de múltiples fuentes de descarga de
radionucleídos, la dosis debe ser contrastada con el límite de 1 mSv/a.
La dosis recibida por los individuos de una población debe ser
derivada a partir de los resultados del monitoreo ambiental, teniendo en
cuenta el fondo natural. Los niveles de fondo deben ser restados de los
resultados de las medidas para obtener las dosis sólo debidas a las
prácticas. El significado estadístico de datos sobre el límite de detección y
medidas bajo el límite de detección pueden ser usados para determinar las
dosis con los correspondientes incertezas. Las dosis relacionadas a la fuente
pueden ser también derivadas de los resultados del monitoreo ambiental,
restando la línea de base que incluya la radiación de fondo y la de otras
fuentes. Tales dosis relacionadas a una fuente deben ser interpretadas
cautelosamente ya que fracciones de radiación o concentraciones de
radionucleídos que son atribuidos a otras fuentes pueden estar sujetas a
grandes incertezas.
En situaciones de exposiciones de emergencia, acciones de
protección urgentes, incluyendo refugios, evacuaciones, profilaxis con
iodo, etc., deben tomarse en base a las predicciones y modelado más que a
los datos de monitoreo. Sin embargo, decisiones de cese de las acciones de
protección urgentes y a largo término deben ser tomadas en base a los datos
del monitoreo y al cálculo de dosis.
Para tomar una decisión de acciones protectoras en un área en
particular, deben determinarse los niveles de radiación promedio y/o
concentraciones de actividad en alimentos, agua de bebida, cosechas y
otros materiales relevantes. En base a estos datos preliminares de
monitoreo, pueden identificarse áreas con niveles de contaminación
relativamente
uniformes,
estableciéndose
niveles
de
radiación
y
concentraciones de actividad medios. Estos niveles de acción son
establecidos para un radionucleído en particular o grupo de radionucleídos,
y deben obtenerse datos apropiados de monitoreo para compararlos con
estos niveles. Debe confirmarse que se ha monitoreado cada radionucleído
importante.
1.8. Estimación de las dosis y criterios para la exposición del público
En una emergencia, los criterios de exposición del público para ser
usados en decisiones bajo cualquier circunstancia, están basados en dosis
absorbidas proyectadas a corto plazo (no más de dos días) o en dosis
recibidas en órganos y tejidos comprometidos, es decir, cuerpo entero,
médula ósea, pulmones, piel, glándula tiroidea, cristalino y gónadas. Otro
criterio usado en decisiones sobre acciones de protección urgente está
basado en las dosis equivalentes efectivas para los períodos posteriores a la
descarga no mayores de dos días para permanencias en refugios, no más de
dos semanas para evacuaciones y un mes para relocalización temporaria.
Para la profilaxis con iodo debe evaluarse la dosis comprometida en la
tiroides debida al radioiodo.
La interpretación de los resultados del monitoreo de la fuente en
términos de las dosis requiere del uso de modelos computacionales de
evaluación que han sido desarrollados específicamente para condiciones de
accidente. Debe notarse, sin embargo, que resultados adecuados de
monitoreo de la fuente están rara vez disponibles en emergencias. La
primera etapa de la interpretación de los datos del monitoreo de la fuente
debe ser verificada adecuadamente, es decir que todos los radionucleídos
descargados y emisiones han sido monitoreados, que los radionucleídos
descargados puedan ser detectados adecuadamente por los sistemas de
control y que las incertezas de los datos de monitoreo sean razonables. Los
planes de emergencia deben incluir los límites superiores de los
radionucleídos descargados en un accidente. Las dosis estimadas a partir de
los resultados del monitoreo en la fuente deben ser evaluadas en términos
de los criterios de exposición del público generalmente mediante mapas de
isodosis, para así determinar si deben implementarse acciones de
protección.
En casos de emergencia, los resultados del monitoreo ambiental
deben ser usados intensivamente para evaluar dosis proyectadas y
evitables, internas y externas, ya que su interpretación es directa y no
requiere de suposiciones que pueden ser irreales. Las medidas de radiación
 externa en las primeras fases de un accidente pueden ser usadas como un
único dato de entrada de modelos computacionales para evaluar la dosis
absorbida proyectada sobre dos días en órganos y tejidos y en conjunción
con muestreos atmosféricos apropiados durante la fase de descarga. En la
fase de descarga del accidente, la dosis de radiación  externa incluye la
contribución de la pluma. En la fase posterior, las dosis son atribuibles
principalmente a los depósitos sobre el suelo. Cerca de la instalación, estas
medidas pueden incluir la contribución de la radiación de la fuente.
Los datos de los radionucleídos en aire a nivel del suelo obtenidos
por un monitoreo de la atmósfera durante las fases de descarga y postdescarga, pueden ser usados como única entrada en los modelos para
estimar las dosis absorbidas por inhalación, así como las dosis equivalentes
efectivas proyectadas y evitables. Estas dosis estimadas deben ser sumadas
a las correspondientes dosis externas proyectadas y evitables para períodos
cortos. La dosis total (externa + inhalación) debe ser comparada con los
criterios de exposición para determinar si son recomendados refugios,
evacuación o relocalización temporaria. Dado que las medidas de radiación
 externa son económicas y generalmente realizadas en grandes áreas,
pueden interpretarse para definir cuáles son las medidas de protección
necesarias.
Ya que la relocalización temporaria puede involucrar gran número de
individuos y períodos de tiempo largos, deben obtenerse grandes conjuntos
de datos ambientales que conduzcan a una estadística adecuada. Los
conjuntos de datos y el uso de modelos específicos permiten reducir
sustancialmente las incertezas. Por ejemplo, los datos de muestreo de I en
aire durante la fase de descarga deben ser usados para evaluar la dosis
evitable en la tiroides de los habitantes de una zona afectada particular y
comparar estas dosis con los criterios de profilaxis con I.
En casos de emergencia, cuando puede esperarse la ocurrencia de
efectos adversos para la salud debido a la exposición a la radiación, los
datos del monitoreo individual de exposición interna y externa deben
usarse para especificar los niveles de exposición humana para evitar
subestimaciones de dosis. A pesar de que los métodos de monitoreo
individual son sofisticados y caros, proveen información que puede ser
usada para validar métodos de evaluación de dosis basados en el monitoreo
de la fuente y del medio ambiente. Los mismos, propiamente calibrados y
con las incertezas inherentes tenidas en cuenta, suministran los datos más
precisos para la evaluación de dosis por medio de la comparación con la
dosis externa para períodos particulares y/o la actividad de radionucleídos
en todo el cuerpo. Si se identifican discrepancias sistemáticas, deben
introducirse factores de corrección adecuados en los modelos de evaluación
de dosis. Debe tenerse particular cuidado en no subestimar las dosis en
emergencias ya que la implementación de acciones de protección,
especialmente las evacuaciones, dependen de estos datos.
En el caso de condiciones crónicas de exposición, se han establecido
criterios de dosis específicos y/o genéricos y niveles de acción para
contenidos de radionucleídos en alimentos y agua de bebida. A nivel
internacional, el ICRP ha recomendado como criterio de dosis genérico,
por encima del cual son necesarias acciones de remediación, un valor de
10 mSv/a para los miembros del grupo crítico para todas las contribuciones
ambientales, naturales y antropogénicas. En algunos países, especialmente
aquellos afectados con contaminación radioactiva importante, son
establecidos nacionalmente niveles de intervención de dosis o niveles de
acción que pueden ser atribuidos a condiciones específicas, así como los
niveles de acción para radionucleídos en alimentos. Dado que la exposición
de largo término del público cambia lentamente con el tiempo, la
evaluación de la dosis de los miembros del grupo crítico debe estar basada
en los datos de monitoreo más recientes en combinación con los modelos,
realistas, más que un modelo de exploración. Los resultados de
determinaciones de radionucleídos en grandes lotes de alimentos deben ser
comparados inmediatamente con los niveles específicos o genéricos de
acción, siempre teniendo en cuenta las incertezas del muestreo y de las
medidas. En estos casos, no hay generalmente peligro de efectos sobre la
salud, y por lo tanto deben emplearse métodos de evaluación de dosis
basados en estimaciones. Los resultados de un monitoreo individual de
habitantes que están sujetos a exposición crónica pueden ser usados para la
identificación inmediata de grupos críticos por medio de una comparación
directa de valores medios monitoreados en diferentes grupos seleccionados
de acuerdo a edad, género, ocupación y hábitos alimenticios.
Los beneficios en términos de reducciones en dosis que son
esperados de acciones de remediación son derivados usando factores de
descontaminación obtenidos por experimentos locales u otras fuentes de
información. Una vez que las contramedidas han sido tomadas, los
monitoreos realizados antes y después de las acciones confirmarán la
efectividad de las mismas tomadas.
1.9. Principios y niveles de intervención
Durante las décadas pasadas se ha realizado considerable esfuerzo en
el desarrollo de principios reconocidos internacionalmente para la toma de
decisiones de medidas de protección posteriores a accidentes que
involucran material radioactivo, y en la provisión de niveles guía para la
aplicación de estos principios. Estas medidas han sido elaboradas
conjuntamente por la IAEA, la Organización Mundial de la Salud, la
Organización Mundial de Alimentos y Agricultura, la Agencia de Energía
Nuclear de la Organización para la Cooperación Económica y Desarrollo y
el ICRP.
En este marco, tres principios se han acordado como base para la
intervención:
i)
ii)
iii)
Como primera prioridad, debe conducirse una intervención rápida para
evitar efectos inmediatos sobre la salud.
Deben iniciarse acciones de protección que produzcan mayor beneficio
que perjuicio, para evitar efectos retardados sobre la salud.
Estas acciones deben introducirse y retraerse a niveles que produzcan el
máximo beneficio.
Junto con estos principios se han acordado niveles de intervención
genéricos para respuestas a situaciones de emergencia los cuales se listan
en la Tabla 1.8.
Tabla 1.8: Niveles genéricos de intervención.
acción
refugio
profilaxis con iodo
evacuación
nivel genérico de intervención
10 mSv por un período de no más de dos días
100 mGy de dosis comprometida absorbida por la tiroides
50mSv por un período no mayor que una semana
radionucleído
134
Cs, 137Cs, 103Ru, 106Ru, 89Sr
131
I
90
Sr
241
Am, 238Pu, 239Pu
niveles de acción genéricos para alimentos
para consumo general (kBq/kg) leche, alimentos para niños y agua de bebida (kBq/kg)
1
1
1
0,1
0,1
0,1
0,01
0,001
acción
inicio de la recolección temporaria
finalización de la recolección temporaria
consideración de reasentamiento definitivo
acciones a largo plazo
nivel genérico de intervención
30 mSv en un mes
10 mSv en un mes
1 Sv en una vida media
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