radiactividad

CURSO DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
(Duración 20 horas)
Primera Edición
Luis Reyes
Alfredo Cabrera
CARACAS, 2005
2
ÍNDICE GENERAL
ÍNDICE GENERAL..................................................................................................... 2
INTRODUCCIÓN........................................................................................................ 6
CAPÍTULO 1................................................................................................................ 8
RADIACIONES Y RADIACTIVIDAD ....................................................................... 8
1.1
EL ÁTOMO. ............................................................................................. 9
1.2
EL NÚCLEO............................................................................................. 9
1.3
NOMENCLATURA ATÓMICA. .......................................................... 10
1.3.1 SÍMBOLO QUÍMICO. ....................................................................... 10
1.3.2 NÚMERO ATÓMICO........................................................................ 10
1.3.3 NÚMERO MÁSICO (A). ................................................................... 11
1.3.4 NÚMERO DE NEUTRONES (N)...................................................... 11
1.3.5
ISÓTOPOS.......................................................................................... 11
1.3.6
ISÓBAROS. ........................................................................................ 12
1.3.7
ISÓMEROS. ....................................................................................... 12
1.4
MASA ATÓMICA Y UNIDAD DE ENERGÍA. ................................... 13
1.5
RADIACIÓN. ......................................................................................... 15
1.6
RADIACTIVIDAD................................................................................. 16
1.7
LAS FUENTES RADIACTIVAS .......................................................... 17
1.8
TIPOS DE DECAIMIENTO RADIACTIVO......................................... 18
1.9
ENERGÍAS DE DECAIMIENTO.......................................................... 22
1.10
LEY DE DECAIMIENTO RADIACTIVO ............................................ 22
1.11
LA VIDA MEDIA DE LAS FUENTES RADIACTIVAS..................... 25
1.12
ESQUEMAS DE DECAIMIENTO ........................................................ 28
1.13
FORMA FÍSICA DE LAS FUENTES RADIACTIVAS ....................... 30
3
1.14
FUENTES DE NEUTRONES ................................................................ 33
CAPÍTULO 2.............................................................................................................. 36
FUENTES DE RADIACIONES IONIZANTES ...................................................... 36
2.1
FUENTES SELLADAS.......................................................................... 37
2.2
FUENTES ABIERTAS.......................................................................... 37
CAPÍTULO 3.............................................................................................................. 38
UNIDADES DEL SISTEMA INTERNACIONAL (SI) USADAS EN
PROTECCIÓN RADIOLÓGICA .............................................................................. 38
3.1
FLUENCIA. ............................................................................................ 39
3.2
FLUENCIA DE ENERGÍA. ................................................................... 40
3.3
KERMA (K)............................................................................................ 41
3.4
KERMA DE COLISIÓN ........................................................................ 42
3.5
KERMA RADIACTIVO ........................................................................ 43
3.6
DOSIS ABSORBIDA (D) ...................................................................... 43
3.7
DOSIS ABSORBIDA EN UN MEDIO.................................................. 45
3.8
EXPOSICIÓN (X)................................................................................... 45
3.9
TASA DE EXPOSICIÓN ( X )............................................................... 46
3.10
DOSIS EQUIVALENTE (HT). ............................................................... 46
3.11
DOSIS EFECTIVA................................................................................. 47
•
CAPÍTULO 4.............................................................................................................. 49
INTERACCIÓN DE LA RADIACIÓN IONIZANTE CON LA MATERIA ........... 49
4.1
INTERACCIÓN DE LOS FOTONES CON LA MATERIA................. 50
4.1.1 EFECTO FOTOELÉCTRICO. ........................................................... 50
4.1.2 EFECTO COMPTON. ........................................................................ 51
4.1.3 PRODUCCIÓN DE PARES. .............................................................. 52
4.2
INTERACCIÓN DE LOS ELECTRONES CON LA MATERIA. ........ 54
4
4.2.1 COLISIÓN BLANDA b>>a. ............................................................. 55
4.2.2 COLISIÓN DURA b ~ a..................................................................... 56
4.2.3 INTERACCIÓN RADIACTIVA b<<a. ............................................ 58
4.2.4 ATENUACIÓN DE LOS RAYOS X Y GAMMA ............................ 59
4.2.5 PASO DE NEUTRONES POR LA MATERIA ................................. 63
CAPÍTULO 5.............................................................................................................. 65
EFECTOS BIOLÓGICOS PRODUCIDOS POR LAS RADIACIONES
IONIZANTES ............................................................................................................ 65
5.1
EFECTOS DETERMINÍSTICOS........................................................... 66
5.2
EFECTOS ESTOCÁSTICOS. ................................................................ 69
CAPÍTULO 6.............................................................................................................. 71
PROTECCIÓN RADIOLÓGICA .............................................................................. 71
CAPÍTULO 7.............................................................................................................. 75
INSTRUMENTOS DE DETECCIÓN UTILIZADOS EN PROTECCIÓN
RADIOLÓGICA ......................................................................................................... 75
7.1
DETECTORES DE RADIACIÓN. ........................................................ 76
7.2
DETECTOR DE CENTELLEO. ............................................................ 77
7.3
DETECTOR TERMOLUMINISCENTE ............................................... 79
7.4
DOSÍMETROS DE PELÍCULA. ........................................................... 80
7.5
DETECTOR DE ESTADO SÓLIDO. .................................................... 81
7.6
DETECTORES GASEOSOS. ................................................................ 84
CAPÍTULO 8.............................................................................................................. 91
TÉCNICAS DE PROTECCIÓN CONTRA LA RADIACIÓN IONIZANTE.......... 91
8.1
CONTROL DE LA DOSIS POR LIMITACIÓN DEL TIEMPO DE
EXPOSICIÓN. .................................................................................................... 92
8.2
UTILIZACIÓN DEL RECURSO DISTANCIA. ................................... 96
5
8.2.1 DISTANCIA APLICADA A LA RADIACIÓN GAMMA. .............. 96
8.2.2 DISTANCIA APLICADA A LA RADIACIÓN ALFA Y BETA. .... 97
8.3
PROTECCIÓN CONTRA LA RADIACIÓN EXTERNA MEDIANTE
EL USO DE BLINDAJES O PANTALLAS DE PROTECCIÓN...................... 97
BIBLIOGRAFÍA........................................................................................................ 99
APÉNDICE I............................................................................................................ 101
APÉNDICE II .......................................................................................................... 104
APÉNDICE III......................................................................................................... 105
APÉNDICE IV ......................................................................................................... 106
APÉNDICE V........................................................................................................... 109
APÉNDICE VI ......................................................................................................... 112
GLOSARIO .............................................................................................................. 113
6
INTRODUCCIÓN
Las radiaciones ionizantes se utilizan en diferentes ramas de la medicina tanto
para diagnóstico como para terapia. Así, se pueden establecer tres grandes grupos:
•
Radiodiagnóstico
•
Medicina Nuclear
•
Radioterapia
El uso de las radiaciones ionizantes reporta importantes beneficios, pero
puede afectar a los procesos biológicos normales pudiendo tener repercusiones sobre
la salud.
La Protección Radiológica tiene como objetivo general prevenir estas posibles
consecuencias negativas para la salud derivadas del uso de las radiaciones ionizantes,
sin limitar indebidamente las prácticas que suponen un beneficio. Por ello, tiene como
tarea velar por el cumplimiento de los criterios de protección radiológica en general y
en el ámbito médico en particular, y asesorar y formar en este campo tanto a
profesionales de la salud como al público en general. Este objetivo no sólo se puede
conseguir mediante la aplicación de conceptos científicos, es necesario también
establecer unas normas que garanticen la prevención de la incidencia de efectos
biológicos deterministas (manteniendo las dosis por debajo de un umbral
determinado) y la aplicación de todas las medidas razonables para reducir la aparición
de efectos biológicos estocásticos (probabilísticos) a niveles aceptables.
7
Los principios básicos necesarios para garantizar los objetivos de la
protección radiológica pueden ser enunciados como sigue:
•
Justificación: las prácticas médicas que implique exposición a radiaciones
ionizantes deberán proporcionar un beneficio neto suficiente, teniendo en cuenta los
posibles beneficios diagnósticos o terapéuticos que producen, incluidos los beneficios
directos para la salud de las personas y para la sociedad, frente al detrimento
individual que pueda causar la exposición.
•
Optimización: las dosis recibidas deben mantenerse tan bajas como sea
razonablemente posible, según el principio ALARA (As Low As Reasonably
Achievable).
•
Limitación de dosis: las dosis de radiación que puede recibir tanto público
como POE (personal Ocupacionalmente Expuesto) han de estar siempre por debajo
de los límites legales establecidos en la Norma Venezolana COVENIN 2259.
8
CAPÍTULO 1
RADIACIONES Y RADIACTIVIDAD
9
1.1 EL ÁTOMO.
Toda la materia esta compuesta de entidades pequeñas llamadas elementos.
Cada elemento es distinguido de otro por sus propiedades físicas y químicas de sus
componentes básicos. En la filosofía de la antigua Grecia, la palabra “átomo” se
empleaba para referirse a la parte de materia más pequeña que podía concebirse. Esa
“partícula fundamental”, por emplear el término moderno para ese concepto, se
consideraba indestructible. De hecho, átomo significa en griego “no divisible”, sin
embargo hoy en día se sabe, que puede ser estructurado y puede ser “dividido” en
pequeñas componentes. Cada átomo consiste
de un centro llamado núcleo, y
alrededor la “nube” de electrones moviéndose en orbitales alrededor del mismo.
Ilustración 1 Átomo
1.2 EL NÚCLEO.
Las propiedades de los átomos son derivadas de la constitución de sus
núcleos, el número y organización de los orbitales de electrones. El núcleo esta
formado por dos partículas fundamentales. Protones y neutrones. Como el átomo es
10
eléctricamente neutro, el número de protones en el núcleo es igual al número de
electrones en la nube electrónica .En física, el protón (griego protón = primero) es
una partícula subatómica con una carga eléctrica de una unidad fundamental positiva
(1,602 x 10-19 culombios) y una masa de 1,6726 x 10-27 kg, o, del mismo modo, unas
1836 veces la masa de un electrón.
Un átomo es completamente especificado por la formula
A
Z
X , donde X es
símbolo químico para el elemento; A es la número másico, definido como el número
de nucleones (neutrones y protones en el núcleo); y Z es el número atómico,
denotando el número de protones en el núcleo (o el número de electrones fuera del
núcleo)
1.3 NOMENCLATURA ATÓMICA.
La expresión general utilizada para representar un elemento cualquiera es
A
Z
X
1.3.1 SÍMBOLO QUÍMICO.
En la expresión general antes descrita, X representa el símbolo químico del
elemento. Al referirse a un elemento determinado, el símbolo químico generalmente
consta de la letra inicial del elemento, escrita en mayúscula, o de la letra inicial
seguida de una segunda letra apropiada, por ejemplo, el carbono se presenta con C, el
cloro con CI, el calcio Ca, el oxígeno con O, y el hidrógeno con H.
1.3.2 NÚMERO ATÓMICO.
La letra Z se refiere al número de protones presentes en el núcleo atómico. Este
número es siempre igual a las cargas positivas y se denomina número atómico del
11
elemento. Ya que los átomos son eléctricamente neutros, el número de electrones
presentes en la nube electrónica, es igual al número de protones presentes en el
núcleo. Cada elemento tiene un número atómico que es característico de él y
sinónimo del símbolo químico. Actualmente hay 103 elementos, 103 símbolos y 103
números atómicos. Por consiguiente, a un elemento se le puede designar ya sea con
su nombre, número o símbolo.
1.3.3 NÚMERO MÁSICO (A).
La letra A, en la expresión general
A
Z
X
representa el número de protones y
neutrones, dentro del núcleo; a esta letra se la conoce como el número másico es
aproximadamente igual al peso atómico del elemento.
1.3.4 NÚMERO DE NEUTRONES (N).
El número de neutrones en el núcleo se denomina número neutrónico (N) y es
igual al número másico menos el número atómico (N= A – Z).
1.3.5 ISÓTOPOS.
Cuando los átomos de un elemento tienen el mismo número de protones pero un
número diferente de neutrones, se dice que son isótopos del elemento. Tales átomos
son, en general, indistinguibles químicamente. Las propiedades químicas de los
isótopos de un elemento son las mismas, ya que las propiedades químicas dependen
del número de electrones orbítales que rodean el núcleo, el que, a su vez, se
determina por el número de protones en el núcleo.
12
Por ejemplo, el isótopo más común del hidrógeno (1H1) no tiene ningún
neutrón; también hay un isótopo del hidrógeno llamado deuterio, con un neutrón,
(2H1) y otro, tritio, con dos neutrotes (3H1).
Hidrógeno
Deuterio
Tritio
Ilustración 2 Isótopos del Hidrogeno
1.3.6 ISÓBAROS.
Son átomos que, a pesar de presentar diferentes número atómico, tiene masas
iguales. Sus propiedades químicas son diferentes puesto que se trata de elementos
químicos también diferentes por ejemplo:
104
48
Cd ,104
47 Ag
1.3.7 ISÓMEROS.
Son cada uno de los núcleos que tienen los mismos números de masa y atómico
pero que tienen diferente estado energético. Por ejemplo el tecnecio 99, en su estado
metaestable, se le denota como 99mTc decae a su estado más estable como 99Tc
13
1.4 MASA ATÓMICA Y UNIDAD DE ENERGÍA.
La masa de los núcleos es otra de sus características importantes. Para
cuantificaría se define la unidad atómica de masa (u.a.m) como 1/12 de la masa del
átomo de 12C, que tiene 6 protones, 6 neutrones y 6 electrones. En estas unidades las
masas de las partículas fundamentales resultan ser:
masa del protón = mp = 1.007277 u.a.m.
masa del neutrón = mn = 1.008665 u.a.m.
masa del electrón = me = 0.000549 u.a.m.
Como se puede ver, la parte importante de la masa de un átomo se debe a los
nucleones; los electrones contribuyen poco, siendo la masa del electrón
aproximadamente igual a 1/ 1 835 de la masa del protón.
La masa, aquí en la Tierra, se manifiesta como el peso. Cuando uno pesa un
objeto, está pesando todos sus componentes, pero principalmente los núcleos. El
núcleo define la posición del átomo, y los electrones giran alrededor del núcleo.
Un mol de una sustancia es igual a su peso molecular expresado en gramos.
Se sabe que un mol de cualquier material tiene el mismo número de moléculas, a
saber, 6.023 X 1023, llamado número de Avogadro. Una u.a.m. equivale a 1.66043 X
10-24 gr, que es precisamente el recíproco del número de Avogadro.
La masa de un isótopo dado nunca es igual a la suma de las masas de sus
componentes. Este hecho extraño se debe a que la masa (m) se puede transformar en
energía (E), y viceversa, según la muy conocida ecuación de Einstein:
E = mc²,
14
Donde c es la velocidad de la luz, 3 X 1010 cm/ seg. Si la masa del isótopo es
menor que la suma de las masas de sus componentes, la diferencia de las masas es la
energía de amarre del isótopo. Ésta es la energía que se requiere para romper al
isótopo en sus componentes.
La unidad conveniente de energía es el eléctrón-volt (eV), que es la energía
adquirida por una partícula con una carga electrónica (e) al ser acelerada en una
diferencia de potencial de 1 volt. Sus múltiplos son:
10 3eV = 1 000 eV = 1 keV (kilo electrón-volt)
10 6eV = 1 000 000 eV = 1 MeV (mega electrón-volt)
Se puede demostrar que 1 Mev equivale a 1.6 X 10-6 ergs.
De acuerdo con la ecuación de Einstein, se puede calcular que 1 u.a.m: (la
masa de un nucleón aproximadamente) equivale a 931 MeV, o bien a 1.49 X l0-3 ergs.
Si se piensa en el gran número de núcleos que contiene la materia, ésta es una
cantidad enorme de energía. En el Apéndice III se muestra el detalle de algunos de
estos cálculos.
Como ejemplo de energía de amarre, consideremos el deuterio cuya masa
medida es 2.014102 u.a.m. Por separado, el protón, el neutrón y el electrón totalizan
2.016491 u.a.m. Esto significa que para separarlos haría falta proporcionarles
0.002389 u.a.m., o bien 2.23 MeV. Por esta razón se dice que la energía de amarre del
deuterio es 2.23 MeV, y este isótopo es estable. Por otro lado, hay isótopos a los que
les sobra masa, y por lo tanto pueden romperse en distintas formas y todavía los
fragmentos resultan con gran energía cinética.
15
La fuerza nuclear que actúa en estos procesos es una fuerza de atracción entre
pares de nucleones (protón-protón, neutrón-neutrón y neutrón-protón). Asimismo, es
independiente de las otras fuerzas, como la eléctrica y la gravitacional.
1.5 RADIACIÓN.
La radiación es todo proceso de emisión de energía por parte de los cuerpos y se
transmite a través del espacio. Hay dos tipos de radiaciones, las electromagnéticas y
las corpusculares:
•
Electromagnéticas: Es una combinación de campos eléctricos y
magnéticos oscilantes que se propagan a través del espacio transportando
energía de un lugar a otro, en forma de ondas y/o partículas, clasificándose
en dos tipos: las no ionizantes y las ionizantes.
ƒ
Las no ionizante: Es la radiación en forma de onda que hace
referencia al hecho de que no es capaz de impartir directamente
energía a una molécula o incluso a un átomo de modo que tampoco
pueda remover electrones o romper enlaces químicos, como
ejemplos
la
luz
visible,
la
infrarroja,
microondas
y
radiofrecuencias.
ƒ
Las ionizantes: Son, un flujo de partículas sin masa (ultravioleta
rayos-X y partícula gamma) de elevada energía que producen
radiación indirectamente ionizante, es decir, excitan a los
electrones de los átomos, siendo estos los que ionizan a otros
átomos. Suelen poseer una baja transferencia lineal de energía a
largo alcance.
16
•
Corpusculares: Son, un flujo de partículas con masa (alfa, beta,
electrones, neutrones, protones y núcleos pesados) que ionizan en forma
directa y suele poseer una alta transferencia lineal de energía.
Ilustración 3
Espectro de engría electromagnética
Las radiaciones ionizantes no pueden ser detectadas por nuestros sentidos, por
lo cual es necesario emplear métodos especiales para no sólo indicar su presencia si
no también medir cantidad, energía y propiedades de éstas. Esto se puede lograr
usando los detectores de radiación.
1.6
RADIACTIVIDAD
La radioactividad fue descubierta por Henry Becquerel, y es un fenómeno en
el cual la radiación proviene del núcleo de los átomos, esta radiación puede ser en
forma de partículas, electromagnética, o en las dos formas.
17
El encargado de emitir la radiación son núcleos radiactivos, los cuales poseen
un exceso de energía cinética a causa de la interacción de otras partículas con ellos.
Estas partículas deben tener ciertas características específicas para excitar el núcleo;
tales como energías cinéticas alta, para vencer la barrera de potencial que posee el
núcleo, y permitir la emisión de nucleones.
1.7
LAS FUENTES RADIACTIVAS
Los núcleos pueden transformarse unos en otros, o pasar de un estado
energético a otro, mediante la emisión de radiaciones. Se dice entonces que los
núcleos son radiactivos; el proceso que sufren se denomina decaimiento radiactivo o
desintegración radiactiva. Esta transformación o decaimiento sucede de manera
espontánea en cada núcleo, sin que pueda impedirse mediante ningún factor externo.
Nótese, además, que cada decaimiento va acompañado por la emisión de al menos
una radiación. La energía que se lleva cada radiación es perdida por el núcleo, siendo
la fuerza nuclear el origen de esta energía y lo que da a las radiaciones sus dos
características más útiles: poder penetrar materia y poder depositar su energía en ella.
No todos los núcleos de la naturaleza son radiactivos. El decaimiento nuclear
sólo sucede cuando hay un exceso de masa-energía en el núcleo, la emisión le ayuda
entonces a lograr una mayor estabilidad. Los decaimientos radiactivos de los
diferentes núcleos se caracterizan por: el tipo de emisión, su energía y la rapidez de
decaimiento.
18
1.8
TIPOS DE DECAIMIENTO RADIACTIVO
Solo hay unas cuantas maneras en que los núcleos pueden decaer, si bien cada tipo de
núcleo tiene su propio modo de decaimiento. A continuación describimos los más
importantes.
a)
Decaimiento alfa (α). Un grupo importante de elementos pesados puede
decaer emitiendo partículas alfa, que consisten de un agregado de dos protones y dos
neutrones. Estas partículas alfa son idénticas a núcleos de helio (4He), por lo que su
carga es +2e y su número de masa es 4. Cuando un núcleo emite una partícula alfa,
pierde 2 unidades de carga y 4 de masa, transformándose en otro núcleo. La reacción
general para el decaimiento alfa puede ser escrita de la siguiente manera:
A
Z
X → AZ−−42Y + 24He + Q
Donde Q representa la energía total emitida en el proceso y es llamada
desintegración de energía. Esta energía, que es equivalente para la diferencia de masa
entre el núcleo padre y el núcleo hijo, aparece como energía cinética de la partícula α
y la energía cinética del núcleo hijo, la ecuación anterior demuestra que la carga es
conservada, porque la carga del núcleo padre es Ze (donde e es la carga del electrón)
es la misma que la del núcleo hijo (Z-2) mas la de la partícula alfa 2e.
De la ecuación general tenemos casos el siguiente ejemplo:
226
88
Ra → 222
Rn+ 24 α
86
Nótese que los números atómicos y de masa deben sumar lo mismo antes y
después de la emisión. Nótese también que hay una verdadera transmutación de
elementos.
19
b)
Decaimiento beta (β). Hay dos tipos de decaimiento beta, el de la partícula
negativa (β-) y el de la positiva (β+). La partícula beta negativa que se emite es un
electrón, con su correspondiente carga y masa, indistinguible de los electrones de las
capas atómicas. En vista de que los núcleos no contienen electrones, la explicación de
esta emisión es que un neutrón del núcleo se convierte en un protón y un electrón; el
protón resultante permanece dentro del núcleo en virtud de la fuerza nuclear, y el
electrón escapa como partícula beta. El número de masa del núcleo resultante es el
mismo que el del núcleo original, pero su número atómico se ve aumentado en uno,
conservándose así la carga. El siguiente caso es un ejemplo de decaimiento beta
negativa.
24
11
Na →1224 Mg + −10β
Debe mencionarse que en todo decaimiento beta se emite también una nueva
partícula, el neutrino.1 Esta partícula no tiene carga ni masa y, por lo tanto, no afecta
el balance de la ecuación anterior. Por esa razón, y porque los neutrinos son muy
inocuos, no se incluyen normalmente en las ecuaciones. Sin embargo, se llevan parte
de la energía total disponible en el proceso, quedando la partícula beta con sólo una
parte de ésta.
La ecuación general para un decaimiento de una partícula β- puede ser escrita de
la siguiente manera:
A
Z
~
X → Z +A1Y + −10β + υ + Q
~
El neutrino es el nombre genérico, y están formadas por el antineutrino υ y el neutrino υ , estas son
idénticas pero con espines opuestos
1
20
~
Donde
υ es el antineutrino y Q es la energía de desintegración por el proceso.
Esta energía es producida por la diferencia de masa entre el núcleo inicial
suma de las masas de los núcleos producto
A
Z
X y la
Y y la partícula emitida.
A
Z +1
Algunos núcleos emiten partículas beta positivas (positrones), que tienen la
misma masa que los electrones, y carga +e, o sea una carga electrónica pero positiva.
Estas partículas son las antipartículas de los electrones. Se crean en el núcleo cuando
un protón se convierte en un neutrón. El nuevo neutrón permanece en el núcleo y el
positrón (junto con otro neutrino) es emitido. En consecuencia, el núcleo pierde una
carga positiva, como lo indica el siguiente ejemplo:
22
11
Na →1022 Ne + +10β
La ecuación general para un decaimiento de una partícula β+ puede ser escrita de
la siguiente manera:
A
Z
Donde
X → Z −A1Y + +10β + υ + Q
υ es el neutrino y Q es la energía de desintegración por los procesos
discutidos anteriormente, por el positrón, el neutrino y
rayos γ emitidos por el
núcleo hijo.
C) Decaimiento gamma (γ ). Los rayos gamma son fotones, o sea paquetes de
radiación electromagnética, como la luz visible, la ultravioleta, la infrarroja, los rayos
X, las microondas y las ondas de radio. No tienen masa ni carga, y solamente
constituyen energía emitida en forma de onda. En consecuencia, cuando un núcleo
21
emite un rayo gamma, se mantiene como el mismo núcleo, pero en un estado de
menor energía.
d) Captura electrónica. En ciertos nucleidos es posible otro tipo de decaimiento, la
captura electrónica. En este caso el núcleo atrapa un electrón orbital, de carga
negativa. En consecuencia uno de sus protones se transforma en un neutrón,
disminuyendo así su número atómico. El electrón atrapado por el núcleo
generalmente proviene de la capa K, dejando una vacante. Para llenar esta vacante,
cae un electrón de una capa exterior (L, M, etc.), emitiendo de manera simultánea un
fotón de rayos X. El proceso total se identifica por los rayos X emitidos al final, que
son característicos del nuevo átomo, como lo muestra el siguiente ejemplo:
55
26
Fe+ −10 e→ 2555 Mn + X
Hay otros procesos de menor importancia que también implican decaimiento
radiactivo, transmutación de elementos y emisión de alguna radiación característica.
Por otro lado, si se cuenta con un acelerador de partículas o un reactor nuclear, se
puede inducir un gran número de reacciones nucleares acompañadas por sus
correspondientes emisiones. De hecho, en la gran mayoría de las fuentes radiactivas
que se usan en la actualidad, la radiactividad ha sido inducida por bombardeo con
neutrones provenientes de un reactor nuclear.
Hay fuentes radiactivas que emiten neutrones, pero éstos provienen de
reacciones
nucleares
secundarias,
porque
ningún
núcleo
emite
neutrones
espontáneamente, salvo en el caso poco común de la fisión nuclear, la cual va
acompañada por la emisión de varios neutrones.
22
1.9
ENERGÍAS DE DECAIMIENTO
La segunda propiedad que caracteriza al decaimiento radiactivo de cada
núclido es la energía de la radiación emitida. Esta energía está dada por la diferencia
entre los niveles involucrados en el decaimiento. Como los núcleos sólo pueden
existir en niveles de energía fijos (se dice que su energía está cuantizada), se deduce
que la energía de decaimiento entre dos estados dados es siempre la misma. Esta
energía puede incluso servir para identificar el núclido.
Las radiaciones α y γ cumplen con esta regla de ser monoenergéticas si
provienen de un solo tipo de decaimiento. Las β, sin embargo, deben compartir la
energía disponible con el neutrino, por lo que tienen un espectro continuo de energías.
Las radiaciones nucleares tienen normalmente energías del orden de los MeV.
1.10 LEY DE DECAIMIENTO RADIACTIVO
La tercera propiedad característica de la desintegración radiactiva es su
rapidez. Un núclido al desintegrarse se transforma en otro núclido y por lo tanto
desaparece. Si el proceso es rápido, el núclido original dura poco, pronto se agota. Si
el proceso es lento, puede durar mucho tiempo, hasta miles de millones de años.
Supóngase que se tiene una muestra con un número dado N de núcleos
radiactivos. La actividad A, o sea la emisión de radiación por unidad de tiempo, es
proporcional al número N presente en cada instante:
A =-λ N
La cantidad λ se llama constante de decaimiento, y es característica de cada
elemento y cada tipo de decaimiento. Representa la probabilidad de que haya una
23
emisión en un lapso dado. De acuerdo con la fórmula, para un valor dado de N, la
actividad es mayor o menor en magnitud según si λ es grande o pequeña.
Ilustración 4
Ley de decaimiento exponencial.
Si l es grande, el decaimiento es rápido; si l es pequeña, el decaimiento es lento.
La actividad A se mide en desintegraciones/ unidad de tiempo. La unidad de
actividad aceptada internacionalmente es el Becquerel (Bq), que equivale a 1
desintegración/ segundo (dps). Sus múltiplos son:
1 Becquerel =1 Bq = 1dps
1 KiloBecquerel =1 kBq = 1 000 dps
1 MegaBecquerel =1 MBq=1 000 000 dps
También se ha usado tradicionalmente la unidad Curie (Ci), igual a 3.7 X 10
10
2
dps2. Es claro que 1 Ci = 3.7 X 10
10
Bq. Cuando uno adquiere una fuente
Esta definición es basada de la tasa de decaimiento de 1g de radio que fue originalmente medido para
ser 3.7 X 10 10 dps. A pesar que recientes medidas han demostrado que la tasa de decaimiento es de
3,61 x 1010dps/g de radio, sin embargo la definición original de curie no ha cambiado.
24
radiactiva, debe especificarse su actividad. Por ejemplo, una fuente de 1 Ci de 60Co.
Los submúltiplos del Curie son:
1 miliCurie = 1 mCi = l0-3Ci =0,.001 Ci = 3,7 x 107 dps
1 microCurie = 1 µCi = l0-6Ci = 0,000001 Ci = 3,7 x 104 dps
1 nanoCurie = 1nCi = 10-9Ci = 0,000000001 Ci = 3,7 x 101 dps
El Apéndice IV indica cómo puede uno obtener la ley de decaimiento radiactivo,
A = A0 e − λt
En esta ecuación Ao es la actividad inicial de la muestra, e es la función
exponencial, y t es el tiempo. En la ilustración 4 es una gráfica de actividad contra
tiempo. Al principio del proceso, cuando t=0, la actividad tiene un valor Ao. Al
transcurrir el tiempo, el valor de A va disminuyendo hasta que, para tiempos muy
grandes, casi desaparece. El valor de la constante de decaimiento λ determina qué tan
rápidamente cae la curva. Si la misma ecuación se grafica en papel semilogarítmico,
el resultado es una línea recta, como lo muestra la ilustración 5.
25
Ilustración 5
Ley de decaimiento exponencial graficada en papel semilogarítmico
1.11 LA VIDA MEDIA DE LAS FUENTES RADIACTIVAS
Para representar la duración de las fuentes radiactivas se ha definido el
concepto de vida media, y se representa como t1/2. La vida media de un isótopo es el
tiempo que tarda en reducirse su actividad a la mitad. Dada la naturaleza de la
función exponencial, esta vida media es la misma sin importar el instante en que se
empieza a contar.
Como se puede ver en la ilustración 6, al transcurrir una vida media, la
actividad se reduce a la mitad, al transcurrir dos vidas medias, se reduce a la cuarta
parte, al transcurrir tres vidas medias, se reduce a una octava parte, etc. En general, si
transcurren n vidas medias, la actividad se reduce a una fracción l/2n del valor
original.
26
Número de vidas medias transcurridas (n)
Ilustración 6
Por cada vida media que pasa, la actividad se reduce a la mitad. Después de n
vidas medias, la actividad es A o /2n
Sabemos que la constante de decaimiento λ representa la probabilidad de
desintegración. Por lo tanto, es de esperarse que si λ es grande, la vida media es corta,
y viceversa, o sea que hay una relación inversa entre la constante de decaimiento y la
vida media. Esta relación es la siguiente:
t1 / 2 =
0,693
λ
según se demuestra en el Apéndice IV.
Cada núclido tiene su vida media propia, y ésta es otra cantidad que no puede
ser alterada por ningún factor externo. Las vidas medias de los isótopos pueden ser
desde fracciones de segundo hasta miles de millones de años. En la tabla 1 muestra
las vidas medias de algunos radioisótopos importantes.
27
Tabla 1 Vida media de algunos isótopos importantes.
t1/2
Isótopo
3
H
12.26
años
14
C
5.730
años
Na
2.6
años
22
32
P
14.3
días
40
K
1.3 x 109
años
60
Co
5.24
años
90
Sr
28.8
años
124
Sb
60.4
días
129
I
1.6 x 107
años
131
I
8.05
días
137
Cs
30
años
170
Tm
134
días
169
Yb
32
días
192
Ir
74
días
210
Po
138
días
222
Rn
3.82
días
226
Ra
1620
años
U
7.13 x 108
años
235
28
238
U
4.51 x 109
años
239
Pu
24 360
años
241
Am
458
años
Cf
2.7
años
252
1.12 ESQUEMAS DE DECAIMIENTO
Todas las características hasta aquí descritas sobre la desintegración radiactiva
de cada núclido se pueden representar de forma gráfica en un llamado esquema de
decaimiento, como los mostrados en la ilustración 7 para varios isótopos: En estos
esquemas, las líneas horizontales representan los estados energéticos en que pueden
estar los núcleos, y distintos núcleos se encuentran desplazados horizontalmente,
creciendo Z hacia la derecha. Las flechas indican transiciones por emisión radiactiva.
La escala vertical es una escala de energías; la energía disponible para cada
decaimiento está indicada por la separación entre los estados correspondientes. De
esta manera un decaimiento por partícula cargada implica una flecha diagonal, y una
emisión de rayo gamma una flecha vertical.
Para la ilustración 7 se han seleccionado unos de los radioisótopos más empleados en
la industria, el 32P, el 60Co y el 137Cs. Al observar detalladamente estos esquemas, se
ve que un núclido puede decaer de varios modos distintos, que tienen indicado el
porcentaje en que se presenta cada uno. Además, puede haber decaimientos
secuenciales en varios pasos hasta llegar al estado de menor energía (estado base). La
emisión de rayos gamma siempre es resultado de la creación previa de un estado
29
excitado del núcleo final. Éste decae (posiblemente en varios pasos) hasta el estado
base mediante transiciones llamadas isoméricas.
Ilustración 7
Esquemas de decaimiento de algunos isótopos
Algunos de estos esquemas pueden ser muy complejos. A fin de simplificar la
figura sólo se muestran las transiciones más importantes. Habrá que recalcar que no
hay dos esquemas de decaimiento iguales, y el conocimiento que se tiene sobre
decaimientos nucleares conforma ya un gran acervo.
Obsérvese, por ejemplo, el caso del 32P. Cada desintegración corresponde a la
emisión de una beta negativa y un neutrino, cuya suma de energías es 1.71 MeV,
quedando como resultado un núcleo de 32S en su estado base. En el caso del 60Co, se
emite beta con neutrino y luego dos rayos gamma secuenciales de 1.17 y 1.33 MeV.
En el
137
Cs, la mayoría de las veces (92%) se emite beta negativa con neutrino y
luego un rayo gamma de .662 MeV; en 8% de los casos se emite sólo una beta con
neutrino, de un total de energía de 1.17 MeV.
30
1.13 FORMA FÍSICA DE LAS FUENTES RADIACTIVAS
Como los radioisótopos tienen las mismas propiedades químicas que los
elementos estables, las substancias radiactivas pueden presentarse de muy distintas
formas. Para empezar, pueden ser sólidos, líquidos o gases, de acuerdo con el
material primario empleado en su producción. La producción de radioisótopos
consiste en colocar la sustancia en un reactor nuclear y someterla a un bombardeo
intenso con neutrones. Se puede tener, además, el material radiactivo en diferentes
compuestos químicos.
Las fuentes radiactivas más empleadas (fuera de los laboratorios de
investigación) se encuentran encapsuladas, de manera que es poco probable que el
material se esparza a menos que se le someta a un intenso maltrato. Generalmente
están soldadas dentro de una cápsula de acero inoxidable que permite la salida de los
rayos gamma pero no de las alfas y sólo parte de las betas. Nunca debe interferirse
con el encapsulamiento de una fuente radiactiva.
Cuando se adquiere una fuente radiactiva, el proveedor deberá especificar de
qué isótopo se trata y cuál es la actividad de la fuente en Becquerels o Curies.
Ejemplo 1.
1. Calcular el número de átomo en 1 gr. de 226Ra.
2. Cual es la actividad de 1 gr. de 226Ra (t1/2=1.622 años).
Respuestas
1. Vimos que
Número de átomo N A
=
gramo
AW
31
Donde NA = Número de Avogadro = 1,602x1023 átomo por gramo del peso
atómico y AW es el peso atómico. También, vivos en la misma sección que AW es
muy cercano al número másico. Por lo tanto, para 226Ra
Número de átomo 6,02 x10 23
=
= 2,66 x10 21
gramo
226
2. Actividad = λN, donde N = 2,66x1021 ato/gr
y
λ=
0,693
0,693
=
t1 / 2
(1.622 años ) × (3,15 × 101 sec/ año)
= 1,356 × 10 −11 / sec
Por lo tanto
Actividad = 2,66 × 10 21 × 1,356 × 10 −11 dps / gr
= 3,61 × 1010 dps / gr = 0,975 Ci / gr
Ejemplo 2
32
1. ¿Calcule la constante de decaimiento para el
60
Co (t1/2 = 5,26 años) en
-1
unidades de meses ?.
2. ¿Cual será la actividad de la fuente de
60
Co después de cuatro años si la
inicial era de 5.000 Ci?.
Respuestas:
1.
Sabemos que:
λ=
0,693
t1 / 2
Donde t1/2 = 5,26 años = 63,12 meses. Por lo tanto
λ=
2.
t = 4 años =
0,693
= 1,0979 × 10 − 2 mes −1
63,12
4
t1 / 2 = 0,76t1 / 2
5,26
Por lo tanto,
A = 5.000 ×
1
2
0 , 76
= 29,52 Ci
Ejemplo 3.
1.
¿Cuándo 5 mCi de 131I (t1/2 = 8,05 días) y 2 mCi de 32P (t1/2 = 14,3 dias)
tienen igual actividad?.
Para 131I
A0 = 5 mCi
33
y
λ=
0,693
= 8,609 × 10 − 2 días −1
8,05
Para 32P
A0 = 2 mCi
y
λ=
0,693
= 4,846 × 10 − 2 días −1
14,3
Suponiendo que la actividad de los nucleidos después de t días.
5 × e −8, 609×10
−2
×t
= 2 × e −4,846×10
−2
×t
Tomando el logaritmo natural en ambos lados
ln 5 − 8,609 × 10 −2 × t = ln 2 − 4,846 × 10 −2 × t
ó 1,609 − 8,609 × 10 − 2 × t = 0,693 − 4,846 × 10 − 2 × t
ó t = 24,34 días.
1.14
FUENTES DE NEUTRONES
En ocasiones se emplean fuentes de neutrones para la exploración geofísica
por las características especiales de la dispersión de estas partículas en la materia.
Como ya sabemos, no existen substancias radiactivas que emitan neutrones, con
excepción de algunos elementos pesados que sufren fisión espontánea, rompiéndose
en dos fragmentos masivos y emitiendo varios neutrones a la vez. Un ejemplo es el
californio
252
Cf, que emite 3 o 4 neutrones por cada fisión. Además, sufre
decaimiento alfa con una vida media de 2.7 años. Acompaña a estas emisiones una
importante cantidad de rayos gamma.
34
Las fuentes más comunes de neutrones se basan en inducir una reacción
nuclear cuyo producto sea un neutrón. Las reacciones más empleadas para esto son
las siguientes:
9
9
Be+
2
3
12
Be+a
y 8Be+n (-1.666 MeV)
H+y
1
H+ 2H
4
2
H+2H
C+n (5.704 MeV)
H+n ( -2.225 MeV)
He+n ( 17.586 MeV)
3
He+n (3.226 MeV)
Estas reacciones pueden ser provocadas de distintas maneras, pero siempre
basadas en hacer llegar un proyectil al blanco correspondiente. El valor indicado en el
paréntesis es la energía disponible en cada tipo de reacción y corresponde
aproximadamente a la energía del neutrón emitido. Cuando es negativo, se requiere
que el proyectil tenga por lo menos esta energía adicional para provocar la reacción.
Aunque los neutrones pueden ser producidos en reactores o aceleradores nucleares de
varios diseños, las fuentes más comúnmente usadas en la industria son portátiles, y de
dos tipos, las de berilio y los generadores de tubo sellado.
Las fuentes de berilio aprovechan cualquiera de las dos primeras reacciones
mencionadas en que se hacen llegar partículas alfa o rayos gamma de una sustancia
radiactiva primaria al elemento berilio. Los emisores de alfas más empleados en estas
fuentes son el 241Am y el 239Pu; el emisor de gammas más común es el Sb. Con objeto
de que las alfas o las gammas lleguen con gran eficiencia al berilio, ambas
substancias están en forma de polvo, y se mezclan a fondo. Si por accidente se
rompiera el sello de una de estas fuentes y se esparcieran los polvos, cada uno de
ellos sería tóxico por su lado, pero ya no se emitirían neutrones.
35
La vida media de estas fuentes claramente es la vida media del emisor
primario de radiación, porque al irse agotando éste habrá menos radiaciones para
inducir la reacción secundaria. Las energías de los neutrones emitidos muestran un
espectro continuo, pero siendo del orden de los MeV, se denominan neutrones
rápidos.
Los generadores de neutrones de tubo sellado consisten en un pequeño
acelerador de alto voltaje (alrededor de 120 kv) en el que se aceleran deuterones
(2H+) para chocar contra un blanco de 3H o de 2H. Se producen neutrones en virtud
de las últimas dos reacciones mencionadas. Éstos son rápidos y casi monoenergéticos
(de una sola energía). Los generadores de neutrones tienen la ventaja de que se
pueden encender y apagar, reduciéndose prácticamente a cero los riesgos de la
radiación cuando están apagados.
36
CAPÍTULO 2
FUENTES DE RADIACIONES IONIZANTES
37
2.1 FUENTES SELLADAS.
Las fuentes selladas son material radiactivo envuelto generalmente en metal o
plástico. Las fuentes selladas pueden presentar un peligro externo de exposición, pero
no son un peligro significativo de contaminación bajo condiciones normales. Los
principios básicos de tiempo, distancia y blindaje se aplican al uso seguro de fuentes
selladas.
Las fuentes selladas se encuentran en diferentes tamaños y formas. Algunas
fuentes pueden ser alfa, beta, gammas, o una combinación de estos emisores
encerrados en metal o plástico. Las fuentes selladas pueden tener una actividad
pequeña como fracción de un microcuries ( μCi ) y tanto como centenares de curies (
Ci ). Pueden ser tan pequeños como un botón, que se puede perder fácilmente, o
contenidas en dispositivos tan grandes como un cuarto pequeño.
2.2 FUENTES ABIERTAS.
Fuente de radiación constituida por material radiactivo que está en contacto
con el ambiente en que se encuentra. Dentro de esta categoría podemos nombrar la
fuentes provenientes de medicina nuclear, las cuales son diluidas e inyectadas de
forma que actúen de forma selectiva y se incorporen al órgano que se desea estudiar.
38
CAPÍTULO 3
UNIDADES DEL SISTEMA
INTERNACIONAL (SI) USADAS EN
PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
39
Las unidades usadas en protección radiológica del SI estiman la cantidad de
radiación que puede ser medida en un punto, expresadas en un lenguaje universal.
Cantidades como exposición, tasa de exposición, dosis absorbida, dosis equivalente y
dosis efectiva pueden cuantificarse, permitiendo aplicar los límites recomendados por
la norma venezolana [9] e internacional [10] para prevenir los efectos nocivos de las
radiaciones.
3.1 FLUENCIA.
Ilustración 8
Campo de radiación en el punto P, a través de la superficie S.
Sí tenemos un número grandes de eventos por medida; entonces <N> es el
valor esperado del número de rayos N que atraviesan ó penetran la esfera S centrada
en el punto P (ver ilustración 8), de sección Δa, en el intervalo de tiempo que va del
instante t0 al instante t y la fluencia de partículas ó simplemente fluencia Ф en un
r
punto P en la posición r se define como:
40
r
Δ<n> d<N >
Φ (r ; t 0 , t ) ≡ lim
=
da
Δa
Δa →0
Ф se expresa en unidades de m-2 ó cm-2
Depende de la posición y del tiempo
Es función monótona creciente del tiempo.
3.2 FLUENCIA DE ENERGÍA.
La cantidad más sencilla para la descripción de campos de radiación que toma
en cuenta la energía de los rayos.
Sí <E> es el valor esperado de E ≡ ET − m0 c 2 , que es la energía total (donde se
ha restado a la verdadera energía total ET la energía en reposo m0c2, ICRU 33) que
transporta los <N> rayos que atraviesan ó penetran una esfera centrada en el punto P
(anteriormente definido como el valor esperado del número de rayos N y que a
r
traviesan ó penetran la esfera S, de sección Δa, en la posición r )(ver figura 1) en el
intervalo de tiempo que va a ir del instante t0 al instante t, entonces Ψ es la fluencia
de energía y viene dada por (como variable no estocástica3):
Δ< E > = d < E >
r
Ψ (r ; t 0 , t ) ≡ lim
da
Δa
Δa →0
Donde: d < E > energía transportada por d<N>
da es la sección eficaz infinitesimal
3
Ver Glosario, Variable Estocástica
41
La fluencia de energía se expresa en unidades de J/m2 ó erg/cm2. Depende de la
posición y del tiempo. Es función monótona creciente del tiempo.
3.3 KERMA (K)
La cantidad kerma (Energía cinética liberada en el medio) es definida como la
razón de dEtr por dm, donde dEtr es la energía transferida que representa la suma de la
energía cinética inicial de todas las entidades cargadas (electrones y positrones)
liberadas a través del proceso de ionización por partículas no cargadas (fotones) en un
material de masa dm.
K=
dEtr
dm
La unidad en el SI para el kerma es el Gray (Gy), que es, J/Kg.
Para campos de fotones viajando en un medio, el kerma en un punto es
directamente proporcional para la fluencia de fotones ψ y es dado por
⎛μ ⎞
K = ψ ⎜⎜ tr ⎟⎟
⎝ ρ ⎠
Donde
μ tr
es el coeficiente de transferencia de energía-materia para el medio
ρ
promediado sobre el espectro de fluencia de fotones.
⎛ μ en ⎞ ⎛ μ tr
⎜
⎟ ⎜
⎜ ρ ⎟=⎜ ρ
⎝
⎠ ⎝
⎞
⎟(1 − g )
⎟
⎠
42
⎛μ ⎞
Donde ⎜⎜ en ⎟⎟ es el coeficiente de absorción de energía-materia promediado y
⎝ ρ ⎠
g es el promedio de la fracción de energía del electrón perdida por procesos
radiativos. Entonces:
⎛ μ en ⎞
⎟
ρ ⎟⎠
⎝
K=
(1 − g )
ψ ⎜⎜
Una mayor parte de la energía cinética inicial de electrones en materiales de
bajo número atómico (aire, agua, tejido) es entregada por colisiones inelásticas
(ionización y excitación) con electrones atómicos. Solo una pequeña parte es
entregada por colisiones radiativas con núcleos atómicos (bremsstrahlung). El kerma
puede ser dividido como:
K = K col + K rad
Donde Kcol y Krad representan las contribuciones por colisión y por la radiación,
respectivamente, y se definen como:
3.4 KERMA DE COLISIÓN
Es el valor esperado de la energía transferida neta a las partículas cargadas por
unidad de masa en el punto de interés, excluyendo las energías asociadas a pérdidas
radiativas y a la energía que se transfiere de una partícula cargada a otra partícula
también cargada. Lo podemos escribir como:
43
⎛μ ⎞
K col = ψ ⎜⎜ en ⎟⎟
⎝ ρ ⎠
3.5
KERMA RADIACTIVO
Es la diferencia entre el kerma y el kerma de colisión y entonces viene dado
por:
⎛ μ ⎞⎛ g ⎞
⎟
K rad = ψ ⎜⎜ en ⎟⎟.⎜⎜
⎟
⎝ ρ ⎠ ⎝1− g ⎠
3.6 DOSIS ABSORBIDA (D)
Viene dada por
D=
dε
dm
Donde dε es la energía media impartida por la radiación ionizante a la materia
en un elemento de volumen al que le corresponde la masa dm. La energía puede
promediarse con respecto a cualquier volumen definido, siendo la dosis promedio
igual a la energía total impartida en el volumen dividida por la masa de ese volumen,
es decir
D=
ε
m
44
Desde el punto de vista de la dosimetría (medida de la dosis), la magnitud más
importante es la "dosis absorbida". La unidad en SI es 1 J/kg (la misma que para el
kerma), adquiere nombre propio y se le denomina entonces Gray (para honrar al
pionero en dosimetría) y su símbolo abreviado es Gy, de manera que
1 Gy = 1 J/kg
Se utilizan múltiplos y submúltiplos de Gy en la práctica. La unidad que se
introdujo con anterioridad a las unidades SI es el rad y representa la centésima parte
del gray:
1 rad = 1cGy (centiGray)
Como el rad no debe usarse, según recomendación del SI, para no cambiar los
números se suele substituir el rad por el cGy. La medida de la dosis absorbida no es
factible de manera directa y lo que realmente hacemos con los detectores es medir
realmente el kerma de colisión. Bajo condiciones de equilibrio de partículas cargadas
que habría que procurar y garantizar, se puede demostrar que el kerma de colisión es
igual a la dosis absorbida. Cuando no hay verdaderas condiciones de equilibrio de
radiación podemos recurrir a trabajar en la región donde hay un transiente de
equilibrio de radiación que permite establecer una proporcionalidad entre el kerma de
colisión y la dosis absorbida con una constante de proporcionalidad que no es la
unidad.
45
3.7 DOSIS ABSORBIDA EN UN MEDIO.
En la presencia de equilibrio electrónico, la dosis absorbida (D) para un medio
puede ser calculada desde la energía de fluencia ψ y pesado por el promedio del
⎛μ ⎞
coeficiente de absorción de energía-materia ⎜⎜ en ⎟⎟
⎝ ρ ⎠
D = ψ .μ en / ρ
Si ψaire es la energía de fluencia en un punto en aire y ψmed es la energía de
fluencia en el mismo punto cuando un material diferente al aire (medio) es
interpuesto en el campo. Luego bajo condiciones de equilibrio electrónico en ambos
casos, la dosis en aire es relacionada para la dosis en el medio por la siguiente
relación:
Dmed ( μ en / ρ ) med
=
*A
Daire
( μ en / ρ ) air
Donde A es el factor de transmisión que es igual a la razón de ψmed/ψaire en el
punto de interés.
3.8 EXPOSICIÓN (X).
La exposición es una magnitud dosimétrica que mide la ionización (en unidades
de carga) producida por entidades no cargadas, X o γ, por unidad de masa en aire
seco a 0oC y una atmósfera de presión. Se obtiene como el cociente de dQ entre dm,
donde dQ es el valor absoluto de la carga total de los iones de un signo producidos en
aire cuando todos los electrones liberados por los fotones en aire de masa dm son
completamente detenidos en aire:
46
X =
dQ
dm
La unidad de exposición que fue adoptada primero es el röentgen (R), el cual
corresponde a
1 R = 2,58 × 10 −4 C/kg
aunque modernamente la unidad SI es el C/kg.
•
3.9 TASA DE EXPOSICIÓN ( X ).
La tasa de exposición se define como:
dX
X& =
dt
Donde dX es la variación de la tasa de exposición en el intervalo de tiempo dt.
La unidad de tasa de exposición en el SI corresponde a C/kg/s . Si se emplea la
unidad röentgen, la tasa de exposición en muchas aplicaciones conviene expresarla
como:
1 R/h = 2,58 ×10 −4 C/kg/h
3.10 DOSIS EQUIVALENTE (HT).
Es la cantidad utilizada en protección radiológica para expresar el riesgo
asociado a un determinado tipo de radiación.[9]. Se define como la dosis absorbida
47
promediada en tejido blando u órgano, a una apropiada profundidad d; en un punto
especifico en el cuerpo y ponderada para la calidad de radiación de interés. La
magnitud de Dosis Equivalente (HT) viene dada por:
H T = ∑ WR * DT .R
R
Donde DT.R es la dosis absorbida ponderada en el tejido u órgano T y producida
por la radiación R. La unidad de dosis equivalente es el J/Kg y recibe el nombre de
sievert (Sv)
3.11 DOSIS EFECTIVA.
Magnitud E, definida por la sumatoria de las dosis equivalentes en tejido,
multiplicada cada una por el factor de ponderación para el tejido correspondiente, es
decir
E = ∑ wT • H T
T
expresión en la que HT es la dosis equivalente en el tejido T y wT es el factor de
ponderación para tejido correspondiente.La unidad de dosis equivalente en unidades
SI corresponde a J/kg y se denominada Sievert (Sv, para honrar a una gran figura de
la dosimetría tan importante como Gray)
1Sv = 1J./Kg
48
La unidad inicialmente utilizada (ahora en desuso) fue el rem (radiation
equivalent man) con un valor de:
1rem = 10-2Sv
49
CAPÍTULO 4
INTERACCIÓN DE LA RADIACIÓN
IONIZANTE CON LA MATERIA
50
4.1
INTERACCIÓN DE LOS FOTONES CON LA MATERIA.
Los rayos-X carecen de carga eléctrica, por lo tanto, no sufren desviaciones en
su trayectoria como producto de la acción de campos eléctricos de núcleos atómicos o
electrones. Tales características permiten que los fotones sean capaces de traspasar
grandes espesores de material y de ionizar las sustancias que encuentra en su
recorrido.
Un rayo-X es capaz de sacar un electrón de su órbita atómica. El electrón
arrancado producirá ionización en nuevos átomos o electrones circundantes, éste
procedimiento sucederá hasta agotarse toda la energía en el sistema.
Cuando los rayos-X interaccionan con la materia ocurre cuatro procesos
importantes, los cuales son:
4.1.1 EFECTO FOTOELÉCTRICO.
Los rayos-X son absorbidos por uno de los electrones del átomo, éste
desaparece y el electrón es expulsado del átomo (ver ilustración 9) con la energía del
rayo-X menos la energía de enlace del electrón orbital.
51
Ilustración 9
Efecto Fotoeléctrico
El átomo queda ionizado positivamente quedando una vacante en las capas más
internas, por lo general en la capa K, por consecuencia, el efecto fotoeléctrico viene
acompañado de unos rayos-X característicos del átomo.
Este efecto predomina para bajas energías de los rayos-X y es absorbida
fuertemente por materiales de número atómico alto.
4.1.2 EFECTO COMPTON.
En este proceso, los rayos-X interaccionan con un electrón débilmente ligado al
átomo. La energía de enlace de este electrón es muy pequeña, por lo que la
interacción se puede considerar como una colisión elástica semejante a la observada
para colisiones entre partículas. El rayo-X, cede parte de su energía al electrón,
reteniendo el resto de ésta y cambiando su dirección inicial. Después de esta
interacción, el rayo-X dispersado puede sufrir otra interacción de tipo fotoeléctrico o
52
una segunda interacción Compton, o bien puede escapar del material. El efecto es casi
independiente del número atómico del medio absorbente y disminuye al aumentar la
energía (ver ilustración 10).
Ilustración 10
Efecto Compton.
El efecto Compton, al igual que el efecto fotoeléctrico, produce un átomo
ionizado, pero en este caso la vacante se produce en una capa menos profunda por lo
general en la capa de valencia, por lo que emite rayos-X de bajas energías.
4.1.3 PRODUCCIÓN DE PARES.
Este efecto ocurre cuando el rayo-X tiene suficiente energía e interacciona con
el campo eléctrico del núcleo. El rayo-X es absorbido, parte de su energía se emplea
53
en la producción del par electrón-positrón y la energía restante es entregada a este par
de partículas. Cada una de las partículas posee una masa cuyo equivalente energético
es de 0,511 MeV para dar lugar a la formación del par. Ocurre principalmente para
números atómicos grandes y a energías superiores (ver ilustración 11).
De acuerdo con el principio de conservación de la carga eléctrica, una de las
cargas debe ser positiva y la otra negativa, y también hay conservación de momento
entre el par de partículas y el núcleo atómico; sin embargo, como la masa del núcleo
es muy grande comparada con la de las partículas, la energía suministrada al núcleo
es insuficiente. La energía del rayo-X mayor a 1.022 MeV es tomada por el electrón y
el positrón como energía cinética y estas partículas ionizan y excitan a los átomos del
material en su trayectoria.
Una vez que el electrón ha perdido su energía cinética, se incorpora a la
población de electrones del material. El positrón, al perder su energía, se asocia con
un electrón del material y se aniquila el par dando lugar a dos rayos-X de 0,511 MeV,
que son emitidos en direcciones opuestas. A este fenómeno se le conoce como
aniquilación (ver ilustración 11).
Ilustración 11
Producción de Pares
54
4.2
INTERACCIÓN DE LOS ELECTRONES CON LA
MATERIA.
Cuando un haz de electrones interacciona con la materia, tiene lugar una serie
de procesos que ocasionan la atenuación del haz incidente. Esta interacción ocurre
debido a la fuerza de Coulomb, y va a depender de: el parámetro de impacto b y el
radio atómico a con el cual interactúa (Ilustración 12).
Ilustración 13
Parámetro de impacto de los haces de electrones
La dependencia del parámetro de impacto y el radio atómico esta caracterizado
por tres tipos de interacciones: colisión blanda b>>a, colisión dura b ~ a y la
interacción radioactiva b<<a.
55
4.2.1 COLISIÓN BLANDA b>>a.
Cuando la distancia del parámetro de impacto es mucho mayor que el radio
atómico el efecto del campo de la fuerza de Coulomb del electrón distorsionará los
electrones del átomo, excitándolos a un nivel de energía superior o expulsándolos del
átomo (ver ilustración 14).
Ilustración 14
Colisión Blanda
El proceso de ionización es dominante si el haz de electrones tiene una energía
mayor que la energía de ligadura atómica. En ese caso se expulsa un electrón del
átomo, de energía cinética E c igual a la energía transferida por el electrón incidente
Et menos la energía de ligadura I
E c = Et − I
56
A lo largo de la trayectoria de la partícula y hasta una cierta distancia se crea un
número de pares ión-electrón, que en condiciones ordinarias tenderán a la
recombinación, restableciéndose la neutralidad eléctrica del medio absorbente. Este
tipo de ionización recibe el nombre de ionización primaria.
Si los electrones producidos en la ionización primaria tienen la energía
suficiente, pueden crear otras ionizaciones en el medio absorbente. Este fenómeno se
conoce como ionización secundaria.
La ionización total producida por el haz de electrones en su paso a través del
material absorbente, es igual al número total de pares ión-electrón producidos por la
ionización primaria y la ionización secundaria a lo largo de su trayectoria.
La colisión blanda es en gran medida el tipo más numeroso de interacción que
puede ocurrir, transfiriendo parte de la energía incidente al medio absorbente.
4.2.2 COLISIÓN DURA b ~ a.
Cuando el parámetro de impacto está en el orden de las dimensiones atómicas,
es más probable que la partícula incidente interactúe con un solo electrón atómico,
sacándolo de su órbita con una energía cinética considerable. Este electrón se
denomina partícula delta (ver ilustración 15).
La energía cinética considerable de la partícula delta hace que sea muy
energética, tanto así como para que la partícula pueda interaccionar con el medio,
57
produciendo interacciones adicionales (interacciones secundarias). Por lo tanto, la
partícula disipa su energía cinética a lo largo de una trayectoria, siendo muy diferente
a la que produciría el electrón inicial.
En la mayoría de los casos cuando un electrón es expulsado de la capa interna
del átomo, se producirá un rayo-X característico por el paso de un electrón de la capa
superior a una inferior. Y en otras situaciones, la energía que se produce por el paso
de un electrón de la capa superior a una inferior hace que un electrón de las capas mas
externas del átomo sea expulsado, produciéndose así una doble ionización, el electrón
expulsado por este medio recibe el nombre de electrón Auger (ver ilustración 15).
Ilustración 15
Colisión dura
58
Aunque las colisiones duras son menos probables que las colisiones suaves la
fracción de energía cedida por la partícula primaria es suficiente para causar un efecto
importante.
4.2.3 INTERACCIÓN RADIACTIVA b<<a.
Cuando el parámetro de impacto del electrón incidente es mucho más pequeño
que el radio atómico, la interacción de la fuerza de Coulomb toma lugar
principalmente con el núcleo. En esta condición existen dos fenómenos.
Primero, el electrón se dispersa, perdiendo justo la cantidad suficiente de
energía cinética necesaria para satisfacer la conservación del momento en la “colisión
elástica”, es decir, sin emitir rayos-X y sin excitar al núcleo. Esta es la razón del
principio por la cual los electrones siguen trayectoria muy tortuosa, especialmente en
medios con número atómico alto. Por lo tanto, esto no es un mecanismo para la
transferencia de energía al medio absorbente.
Segundo, el electrón pasa cerca del núcleo produciendo una emisión de rayosX. El electrón se desvía no sólo en este proceso, sino da una fracción significativa
(hasta 100%) de su energía cinética al fotón, “colisión inelástica”, retrasándose en el
proceso. Tales rayos-X se denominan bremsstrahlung, palabra alemana que se refiere
a la "radiación de frenado" (ver ilustración 16)
59
Ilustración 16
Interacción radiactiva.
4.2.4 ATENUACIÓN DE LOS RAYOS X Y GAMMA
Supóngase que se envía un haz delgado de intensidad I0 (número de fotones)
de rayos X o gamma monoenergéticos sobre un material de espesor x, y se coloca
detrás de éste un detector, como lo muestra la ilustración 17. En el material, el haz
será atenuado por las tres interacciones ya mencionadas, llegando al detector sólo la
cantidad I, menor que I0. Según se muestra en el Apéndice V la atenuación obedece la
ley exponencial:
I = I O e − μx
donde e es la base de los logaritmos naturales, y μ se llama coeficiente lineal
de atenuación. Normalmente x se expresa en unidades de cm, por lo que μ estará dado
en cm-1.
60
Ilustración 17
Ilustración 18
Experimento de transmisión de radiaciones
Curva exponencial de atenuación de rayos X o gamma. Se indican las capas
hemirreductora y decimorreductora.
Nótese que la ecuación tiene la misma forma que la ley de decaimiento
radiactivo. La ilustración 18 muestra una curva de atenuación típica. Cuando x= 0, o
61
sea sin material absorbedor, la intensidad medida I= I0. El valor del coeficiente lineal
de atenuación μ determina qué tan rápidamente cae la curva de atenuación. En
analogía con la vida media, se puede definir la capa hemirreductora x1/2 como el
grueso de absorbedor que reduce la intensidad inicial a la mitad. Dos capas
hemirreductoras la reducen a una cuarta parte, y así sucesivamente, n capas
hemirreductoras la reducen por un factor 1/2n. La capa hemirreductora está
relacionada con el coeficiente lineal de atenuación según la ecuación
x1/ 2 =
0,693
μ
También se define la capa decimorreductora x1 / 10 como el espesor que reduce
la intensidad a una décima parte. Dos de éstas la reducen a un centésimo, y n capas
decimorreductoras la reducen a un factor 1/10n. La capa decimorreductora se
relaciona con μ según la ecuación:
x1 / 10 =
2,203
μ
Una cantidad que se usa normalmente es el coeficiente másico de atenuación
μm, que se obtiene al dividir el coeficiente lineal entre la densidad p del material
μm =
μ
ρ
Si las unidades de ρ son g/ cm³, las de μm con cm²/ g.
Si se emplea el coeficiente másico de atenuación, la ley de atenuación queda
en la forma:
62
I = I 0e − μ
m ( ρ ∗x )
Los coeficientes lineal y másico de atenuación difieren de un material a otro,
según sean bueno o malos absorbedores de rayos X y gamma. También sus valores
dependen de la energía de la radiación. La ilustración 19 muestra un ejemplo de la
variación del coeficiente másico de atenuación para un buen absorbedor, el plomo,
según la energía. Allí se puede ver también la contribución relativa que ofrecen cada
uno de los tres efectos de atenuación.
Ilustración 19 Coeficiente másico de atenuación de rayos X y gamma en plomo, según la
energía del fotón. Se indica la contribución de cada uno de los tres efectos.
La absorción de energía por el material está relacionada por la atenuación,
pero no son iguales. La atenuación en un experimento como el de la ilustración 19
implica absorción de energía sólo si se trata de efecto fotoeléctrico; en los otros dos
63
efectos, la atenuación del haz inicial implica la absorción de sólo una parte de la
energía de los fotones. Se define entonces un coeficiente de absorción ua, que
siempre es menor o igual al de atenuación.
4.2.5 PASO DE NEUTRONES POR LA MATERIA
Como ya se vio, los neutrones tienen masa casi igual a la del protón, pero no
tienen carga eléctrica. Sin embargo, se ven afectados por la fuerza nuclear. En
consecuencia, no ionizan directamente a los materiales por no interaccionar con los
electrones; el único efecto que pueden producir es chocar directamente con los
núcleos. Como esto es poco probable, los neutrones pueden recorrer distancias de
algunos centímetros sin sufrir ninguna colisión.
Cuando llegan a incidir directamente sobre un núcleo, puede suceder
cualquiera de dos procesos: la dispersión elástica y la reacción nuclear (que incluye la
dispersión inelástica, la captura radiactiva y la fisión nuclear). En algunas reacciones
hay absorción de neutrones, en otras hay producción adicional.
La dispersión elástica se puede visualizar como el choque de dos bolas de billar,
aunque en nuestro caso el blanco es siempre más pesado que el proyectil. Al chocar el
neutrón con un núcleo, rebota en cualquier dirección, transfiriéndoles al núcleo una
cantidad de energía cinética. Esta energía transferida es mayor entre más ligero sea el
núcleo, y también es mayor si el núcleo sale hacia adelante. La energía transferida es
a costa de la energía del neutrón incidente, por lo que éste es desviado en cada
colisión y pierde una fracción de su energía, pero nótese que no desaparece.
En las reacciones nucleares el neutrón es absorbido por el núcleo, emitiéndose
después otras radiaciones. Si sucede la llamada dispersión inelástica, el núcleo
residual queda en estado excitado, y el neutrón emitido pierde una parte considerable
de su energía. Cuando se trata de captura radiactiva, la emisión de un rayo gamma,
64
desapareciendo el neutrón. En los elementos pesados como el uranio, los neutrones
pueden inducir la fisión nuclear, con la cual se emiten dos fragmentos pesados de
fisión y varios nuevos neutrones. Los neutrones pueden inducir muchos otros tipos de
reacción nuclear, emitiéndose, por ejemplo, protones, partículas alfa, deuterones y
combinaciones de éstos. La reacción nuclear inducida por neutrones que mayor daño
produce en el hombre, sucede principalmente a bajas energías de neutrón:
14
N + n → p + 14C
En la mayoría de las reacciones productoras de neutrones, éstos son emitidos
con energías del orden de varios MeV, denominándose rápidos. Al incidir en
cualquier material, los neutrones rápidos sufren preferentemente dispersiones
elásticas con los núcleos. Van rebotando de núcleo en núcleo, perdiendo cada vez una
fracción de su energía inicial, hasta que después de muchos choques (pueden ser
varios cientos) su velocidad promedio es comparable con las velocidades térmicas de
las moléculas. Se llaman entonces neutrones térmicos, y sus energías son del orden de
1/ 40 de eV. Los neutrones térmicos sufren más reacciones nucleares que los rápidos.
Los daños causados en los materiales por los neutrones de deben a varios
efectos. En una dispersión elástica, por ejemplo, primero el átomo golpeado es
desplazado de su lugar original, luego se convierte en ion pesado con energía, la cual
va perdiendo por ionización y excitación al atravesar el material, pudiendo finalmente
producir otros desplazamientos atómicos. Todos estos procesos dañan el material. Si
se tratara de una captura radiativa, por ejemplo, el núcleo golpeado emite un rayo
gamma, el cual interacciona con el material según ya hemos visto. Otras reacciones
nucleares liberan radiaciones energéticas que producen sus efectos correspondientes.
65
CAPÍTULO 5
EFECTOS BIOLÓGICOS PRODUCIDOS
POR LAS RADIACIONES IONIZANTES
66
Desde el punto de vista de la protección radiológica los efectos nocivos de las
radiaciones ionizantes se clasifican en dos categorías:
1. EFECTOS DETERMINÍSTICOS;
2. EFECTOS ESTOCÁSTICOS.
5.1 EFECTOS DETERMINÍSTICOS
Estos efectos se caracterizan por una relación de casualidad determinista entre
la dosis y el efecto. Estos efectos se manifiestan cuando la dosis recibida sobrepasa
un cierto valor umbral, y es improbable que aparezcan por debajo de esos valores. El
valor del umbral varía, para un efecto dado, según los individuos y las condiciones de
exposición.
Para dosis superiores al umbral, la gravedad del daño aumenta con la dosis:
cuanto más alta la dosis, más grave es el efecto. Los efectos determinísticos pueden
ser tempranos cuando se manifiestan en cuestión de horas, días o semanas. Tardías si
se manifiestan en meses.
Los efectos determinísticos pueden ser localizados o a cuerpo entero. En el
primer caso las elecciones por irradiación afectan únicamente a los tejidos u órganos
que han recibido una dosis lo bastante alta para producir daños detectables. En las
Tablas 2, 3, 4, se presenta diversos ejemplos de efectos determinísticos localizados y
su correspondiente dosis umbral a partir de la cual se manifiestan como patologías.
67
La sobre posición a cuerpo entero puede, dependiendo de la dosis absorbida,
provocar la aparición del Síndrome Agudo de Radiación cuyos signos y síntomas se
manifiestan a través de los siguientes síndromes:
•
Síndrome de la Médula Osea;
•
Síndrome Gastrointestinal;
•
Síndrome Cerebral o Neurológico.
Tabla 2 REDUCCION DE LA FERTILIDAD EN EL HOMBRE POR EXPOSICIÓN AGUDA.
EFECTO
DOSIS UMBRAL (Gy)
DURACIÓN DEL EFECTO
0.3- 1
SEMANAS
ESTERILIDAD
1.5- 3
12 A 15 MESES
TEMPORAL
4- 5
18 A 24 MESES
>5
-
REDUCCIÓN DE LA
FERTILIDAD
ESTERILIDAD
PERMANENTE
Tabla 3 PRODUCCIÓN DE CATARATAS POR EXPOSICIÓN
DOSIS UMBRAL (Gy)
CONDICIONES DE EXPOSICIÓN
2
UNA ÚNICA EXPOSICIÓN
4
MÚLTIPLES DOSIS ENTRE 2 A 12
SEMANAS
68
MÚLTIPLES DOSIS EN PERIODOS
5
MAYORES A 12 SEMANAS
Tabla 4 SIGNOS Y SÍNTOMAS DEL SÍNDROME AGUDO DE RADIACIÓN.
DOSIS (Gy)
SÍNDROME
0 A 0.25
EFECTOS SOBRE EL HOMBRE
SIGNOS CLÍNICOS NO DETECTABLES
LIGERA DISMINUCIÓN DE GLÓBULOS
0.25 A 1
BLANCOS EN LA SANGRE
NAUSEAS Y VÓMITOS, DISMINUCIÓN DE
1 A 2
MEDULA ÓSEA
LINFOCITOS Y NEUTROFILOS,
RECUPERACIÓN LENTA.
VÓMITOS, NAUSEA, DIARREA Y
2 A 3.5
MEDULA ÓSEA
ANOREXIA DE MODERADO A DAÑO
SEVERO DE MEDULA ÓSEA
VÓMITOS, DIARREA, HEMORRAGIA
3.5 A 6
MEDULA ÓSEA
SEVERO DAÑO, EN MEDULA 50% DE
MUERTE
6 A 7.5
MEDULA ÓSEA
PANCITOPENIA, MUERTE ENTRE 2 A 3
SEMANAS
MUERTE ENTRE 1 A 2 SEMANAS.
7.5 A 10
MEDULA ÓSEA MÁS
HIPOTENSIÓN, ADEMA, ULCERACIÓN,
GASTROINTESTINAL
HEMORRAGIA Y SEPTICEMIA, PERDIDA
ELECTROLITOS.
10 A 20
20 A 30
GASTROINTESTINAL
SEVERO
GASTROINTESTINAL
MÁS NEUROLÓGICO
MUERTE DENTRO DE 5 A 12 DÍAS
MUERTE ENTRE 2 A 4 DÍAS
69
5.2 EFECTOS ESTOCÁSTICOS.
La manifestación de los efectos estocásticos obedece a una relación dosis /
efecto de naturaleza probabilística. Cuando una población se expone a las radiaciones
ionizantes, estos efectos aparecen solamente en algunos individuos, y ello
aparentemente al azar, de ahí su nombre de “estocásticos”. Estos efectos pueden ser
somáticos como lo son las enfermedades malignas o enfermedades hereditarias.
Estudios epidemiológicos en poblaciones expuestas han demostrado que la
frecuencia de enfermedades malignas aumenta con la dosis absorbida. En general, la
forma de la relación dosis-efecto se conoce únicamente para dosis muy elevadas,
mayor de 0.2 Gy. Para dosis bajas, la forma de la relación no es conocida. No se sabe
si, por debajo de cierto nivel de dosis, las relaciones tienen o no algún efecto, es
decir, si existe un umbral como para los efectos determinísticos, o no.
Los principios de la protección radiológica se basan en la hipótesis prudente de
que hay una relación de proporcionalidad directa entre la dosis y la probabilidad de
los efectos estocásticos, sin umbral.
Para los efectos estocásticos la magnitud de la dosis recibida no influye en la
gravedad del efecto. Asimismo no es posible distinguir, para este tipo de efecto, en el
estado actual de conocimientos, entre un caso debido a las radiaciones ionizantes y un
caso espontáneo.
70
Los efectos estocásticos son siempre diferidos en el tiempo. Es preciso que
transcurra el tiempo para que aparezcan los efectos genéticos, ya que se manifiestan
en la descendencia. En cuanto a las enfermedades malignas, pueden transcurrir varios
años o varias decenas de años entre la exposición y la aparición de la enfermedad.
71
CAPÍTULO 6
PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
72
La protección radiológica es una disciplina fundamentada en juicios científicos
y sociales que tiene como principio proveer al ser humano de un adecuado sistema de
protección, sin limitar los beneficios prácticos que se obtienen por el manejo de las
fuentes de radiaciones ionizantes..
Los objetivos de la protección radiológica son:
•
Evita la aparición de los efectos determinísticos
•
Limitar la probabilidad de aparición de los efectos estocásticos a valores
que se consideren aceptables
Para lograr el cumplimiento de los objetivos señalados, las recomendaciones
dadas por las normas venezolanas [9] se basas en los siguientes principios.
•
Justificación: no debe ser aprobada ninguna Práctica a menos que se tenga
la seguridad de obtener un beneficio resultante absoluto y suficiente que
supere los detrimentos
•
Optimización: la concepción, planificación y ejecución de las Prácticas
justificables deben realizarse de forma que se tenga la seguridad que las
exposiciones se mantengan al nivel más bajo que se pueda razonablemente
conseguir, teniendo en cuenta los factores económicos y sociales. Este
principio también es conocido con el nombre de ALARA (As Low As
Reasonably Achievable).
•
Límites anuales de dosis: las dosis de radiaciones ionizantes recibidas por
las personas como resultado de la realización de las Prácticas justificadas
no debe exceder las establecidas en la Norma Venezolana COVENIN
73
2259.Los límites son necesarios para el control de la exposición
ocupacional y del público.
La comisión Venezolana de Normas Industriales (COVENIN), creada en 1958,
es el organismo encargado de programar y coordinar las actividades de
Normalización y Calidad en el país. Para llevar a cabo el trabajo de elaboración de
normas, la COVENIN constituye Comités y Comisiones Técnicas de Normalización,
donde participan organizaciones gubernamentales y no-gubernamentales relacionadas
con un área especifica.
Para las normas con objeto de protección radiológica, la COVENIN agrupa el
comité Técnico de Normalización CT6; HIGIENE, SEGURIDAD Y PROTECCIÓN y
el subcomité Técnico SC4:PROTECCIÓN RADIOLÓGICA. La finalidad de las
Normas es establecer los requisitos fundamentales relativos a la protección contra los
riesgos derivados de la exposición a las radiaciones ionizantes y relativos a la
seguridad de las fuentes de radiación que puedan causar dicha exposición.
Entre las normas para la protección radiológica podemos mencionar:
o COVENIN 3496:1999, la finalidad de la norma se limita a especificar los
requisitos básicos de protección y seguridad radiológicas, aunque ofrece
ciertas orientaciones generales sobre la aplicación de algunos de los
requisitos y se elaboran las orientaciones adicionales que sean necesarias a
la luz de la experiencia adquirida.
o COVENIN 2258:1995, cuyo objeto es establecer los requisitos que se
deben cumplir para la vigilancia radiológica tanto en situaciones normales
de operación, así como en le caso de emergencia.
74
o COVENIN 3299:1997, la cual establece en su objeto los requisitos para
elaborar el programa de protección radiológica que debe cumplirse en las
Instalaciones donde existan prácticas con fuentes de radiaciones
ionizantes, a fin de garantizar el logro de los objetivos de la protección
radiológica
o COVENIN 2259:1995, esta norma establece los límites anuales de dosis
para las Personas Ocupacionalmente Expuestas (POE) y los miembros
individuales del público.
o COVENIN 2256:2001, esta norma define los conceptos que son útiles
para la práctica de la protección Radiológica
o COVENIN 218-1:2000 cuyo objeto es establecer los requisitos mínimos
necesarios para la protección del personal ocupacionalmente expuesto,
pacientes y público que deben considerarse durante cualquier Práctica
diagnostica con rayos X, incluyendo el radiodiagnóstico en la Práctica
veterinaria.
o COVENIN 218-2:2002 cuyo objeto es establecer los requisitos mínimos
necesarios para la protección del personal ocupacionalmente expuesto,
pacientes y público que deben considerarse durante cualquier Práctica de
radioterapia.
75
CAPÍTULO 7
INSTRUMENTOS DE DETECCIÓN
UTILIZADOS EN PROTECCIÓN
RADIOLÓGICA
76
7.1 DETECTORES DE RADIACIÓN.
La detección de la radiación se basa en el efecto que produce la radiación sobre
la materia con la que interacciona, así que podemos definir a los detectores como, un
dispositivo que convierte la energía de la radiación, a una señal eléctrica utilizable. Se
clasifican en:
9 Detectores de centelleo.
9 Detectores Termoluminiscentes
9 Detectores químicos
9 Detectores de estado sólido.
9 Detectores gaseosos.
El tipo de material del detector depende de la clase de radiación a estudiar y de
la información que se desea obtener:
Para detectar partículas alfa de desintegraciones radiactivas o partículas
cargadas de reacciones nucleares a baja energía (MeV), basta con detectores muy
finos, dado que el recorrido máximo de estas partículas en la mayoría de los sólidos
es típicamente inferior a las 100 micras.
77
En el caso de los electrones, como los emitidos en las desintegraciones beta, se
necesita un grosor para el detector de 0.1 a 1 mm.
Sin embargo, para detectar rayos gamma puede que un grosor de 5 cm. resulte
aún insuficiente para convertir estos fotones tan energéticos (MeV. o superior) en un
pulso eléctrico.
7.2 DETECTOR DE CENTELLEO.
El detector de centelleo es un instrumento que consta fundamentalmente de una
sustancia luminiscente y un fotomultiplicador. En el momento cuando la radiación
interacciona con la sustancia luminiscente (transfiriéndole toda su energía) crea los
fotones de luz. Esta luz resultante, alcanzará el cátodo del tubo fotomultiplicador y
desprenderá electrones que luego serán amplificados. El impulso eléctrico resultante
será manipulado electrónicamente para obtener las características de la radiación
incidente (ver ilustración 20).
El material que produce la luminiscencia se llama cristal de centelleo. Se
selecciona para que tenga una alta eficiencia en absorber radiación ionizante y emitir
luz (destello). Debe ser transparente para poder transmitir la luz producida, y debe
estar a oscuras para que la luz ambiental no le afecte.
El material más empleado como cristal de centelleo es el yoduro de sodio
activado con talio, NaI (T1). Es de bajo costo y es muy estable. Otro muy común es el
yoduro de cesio activado con talio, CsI (T1), y hay otros materiales inorgánicos de
78
usos especiales. Por otro lado, especialmente para detectar neutrones, suelen
emplearse materiales orgánicos como plásticos.
Ilustración 20
Detector de centelleo
El tubo fotomultiplicador es un recipiente de vidrio sellado y al vacío. La cara
que está en contacto con el cristal de centelleo va cubierta en su interior por un
material que emite electrones al recibir luz (fotocátodo) y opera como una celda
fotoeléctrica. Estos electrones son acelerados y multiplicados en campos eléctricos
secuenciales entre electrodos llamados dinodos, lográndose multiplicaciones de un
millón de veces. En el último de ellos la señal eléctrica es suficientemente grande
para poder ser manejada con amplificadores y analizadores de pulsos convencionales.
Los detectores de centelleo tienen algunas ventajas sobre los de gas. En
primer lugar, un sólido, por su mayor densidad, es más eficiente en detener la
radiación que un gas. Por lo tanto la eficiencia de un detector de centelleo es muy
superior a la de uno de gas, especialmente para rayos gamma. En segundo lugar, el
79
proceso de luminiscencia, o sea la absorción de radiación y la posterior emisión de
luz, es muy rápido, disminuyendo el tiempo muerto.
La desventaja que tienen estos tipos de detectores es la dependencia que tiene el
cristal con la humedad del ambiente (higroscópico).
7.3 DETECTOR TERMOLUMINISCENTE
Los detectores termoluminiscentes permiten medir dosis equivalente de
radiación con fotones, electrones y neutrones, de allí que su uso sea aplicado en
servicios de radioterapia, radiodiagnóstico y en general donde se trabaje con fuentes
ionizantes, para poder cuantificar la dosis que recibe el personal ocupacionalmente
expuesto (POE). También se puede utilizar para el monitoreo de radiación ambiental
y aplicaciones médicas. Los dosímetros están hechos de cristales dopados con
impurezas que permiten adicionar niveles de energía dentro de las bandas prohibidas
de la red cristalina. Cuando el cristal es irradiado los electrones tiene cierta
probabilidad de quedar atrapados en las impurezas, y ser liberados por la acción de
calor, emitiendo luz en el rango visible, la señal es recolectada por un tubo
fotomultiplicador para luego ser transformada en corriente. Por aplicación directa de
factores de conversión de dosis a corriente se puede cuantificar la cantidad de dosis
que ha llegado al detector.
Físicamente los Dosímetros Termoluminiscente (TLD) pueden ser obtenidos en
dos formas físicas, generalmente: en polvo o dosímetros sólidos. Los dosímetros
sólidos pueden ser compuestos enteramente de material luminiscente en un solo
cristal e incrustaciones de policristalinos, o como composiciones homogéneas de
80
polvos y material que los protejan como politetrafluoretileno (PTFE, Teflón) o ABS
(acrilonitrilo-butadieno-plástico estireno).
Los dosímetros que son encapsulados, se comprimen a elevadas temperaturas,
se fusionan con materiales policristalinos en una forma apropiada, se cortan y se
refinan. Se pueden obtener en formas diferentes de chip, varas (ver ilustración 21)
1
2
4
Ilustración 21
3
5
Diferentes formas de fósforos
1. Polvo
2. Chips cuadrados
3. Matrices de laminas
4. Chips rectangulares
5. Chips en vara o cilindro
7.4 DOSÍMETROS DE PELÍCULA.
Es una variedad de detector químico conformado por una lámina de plástico
cubierta con una emulsión de halogenuro de plata (usualmente BrAg); por acción de
la radiación se produce una reducción de Ag+ a Ag0.Con la ayuda de químicos
81
durante el revelado se retiran los iones que no fueron reducidos y se forma la imagen
latente, la imagen formada luego es medida y cuantificada en unidades de densidad
óptica (DO) la cual es proporcional a la exposición recibida.
Debido a la dependencia de la respuesta de la película con el tipo y energía de
radiación, es necesario realizar “curvas de calibración” para los distintos tipos de
radiaciones útiles, para los ambientes de trabajo donde se desenvuelve el usuario.
Las películas son cubiertas con un dispositivo llamado portapelícula, el cual
tiene la función de proteger la película de exposiciones a la luz ambiental y de
permitir discriminar el tipo de radiación a la que esta expuesto el trabajador. Los
filtros atenúan la radiación, produciendo diferentes niveles de ennegrecimiento, con
valores desiguales de DO en la porción que le corresponde. Estos distintos valores de
DO permiten evaluar la dosis recibida por el trabajador como el tipo y la energía de la
radiación a la cual estuvo expuesto.
7.5 DETECTOR DE ESTADO SÓLIDO.
Los semiconductores son materiales cuya resistencia es superior a un conductor
pero inferior a un aislante, y en los que, además, dicha resistencia puede variar
ampliamente bajo la influencia de algunos factores como la temperatura, las
corrientes intensas o la adición de determinadas impurezas.
Algunos detectores de semiconductores usados en radioterapia son los diodos
DETECTORES DE SEMICONDUCTORES.
En el momento que una partícula de ionización penetra al detector (ver
ilustración 22), se producirá un par de electrón-hueco a lo largo de su traza, siendo
82
proporcional a la pérdida de energía. Un campo eléctrico aplicado en los extremos
separa los pares antes de que se recombinen; los electrones se desplazan hacia el
ánodo, el hueco hacia el cátodo; la carga es acumulada en los electrodos. La carga
acumulada produce un pulso de corriente en los electrodos, que es la carga total
generada por la partícula incidente, es decir, es la medida de la energía depositada. La
corriente pasa a través de un preamplificador de carga-sensible, seguido por un
amplificador.
Ilustración 22
Esquema de un detector de semiconductor
Estos detectores, son diodos de semiconductores extrínseco del tipo p-n
polarizado a la inversa, con un voltaje de aplicación aproximadamente de 10 hasta
103 Volt, con la zona de depleción en un rango que va desde micrómetro hasta 5 mm.
Los únicos materiales usados con éxito son hasta ahora el silicio (Si) y germanio
83
(Ge), que permite que los pares electrón-hueco producidos por la absorción de la
energía emigren rápidamente a los electrodos y pueda producir un pulso eléctrico.
La energía promedio cedida por par electrón-hueco al Si a 300 K es de 3,62 eV
para partículas alfa y 3,68 eV para electrones y en Ge a 77 K es de 2,97 eV para
ambas partículas, comparado con aproximadamente 35 eV en un detector de gas, y
1.000 eV para un detector de centelleo.
Los electrones se moverán a 1.350 cm/s por V/cm en el silicio y 3.900 cm/s por
V/cm en el Ge, a 300 K. La velocidad de los huecos será de 480 cm/s por V/cm en el
silicio y 1.900 cm/s por V/cm en el Ge a 300K. Así típicamente el par electrón-hueco
pueden alcanzar los límites de la capa de depleción entre 10-7 seg hasta 10-8 seg.
Ilustración 23 Detectores de diodo (A) Tipo ISORAD-III. No tiene dependencia angular (b)
Tipo QED. Es ideal para disimetría in vivo porque se adapta al paciente.
84
7.6 DETECTORES GASEOSOS.
Estos detectores encierran un gas en un volumen de paredes muy delgadas las
cuales no interfirieren con la radiación incidente. La radiación, interactúa con el gas
produciendo iones positivos y negativos (par ion-electrón), estos iones se recogen
directamente en un par de electrodos a los que se aplica un alto voltaje.
La mínima energía para que se pueda producir el par ion-electrón se denomina
potencial de ionización. Estos valores varían para diferentes gases y es dependiente
de cada energía y del tipo de radiación incidente.
La tasa de la pérdida de energía también depende de la energía y del tipo de
radiación incidente. Las radiaciones alfa (α) pueden producir intensa ionización (104
a 105 par ion-electrón / cm en la trayectoria) mientras que la radiación β- de 102 a 103
par ion-electrón / cm y el paso de la radiación γ producirá de 1 a 10 par ion-electrón /
cm.
Cuando una radiación produce un cierto número de pares de iones, éstos se
dirigen a los electrodos correspondientes gracias a la aplicación de un alto voltaje. Sin
el alto voltaje apropiado, el detector no funciona o puede dar lecturas erróneas. En su
trayecto hacia los electrodos, los iones y electrones son acelerados por el campo
eléctrico, y pueden a su vez producir nuevas ionizaciones, o bien pueden
recombinarse (neutralizarse). La magnitud de estos efectos depende del tipo de gas,
del voltaje aplicado y del tamaño del detector. Los diferentes detectores gaseosos
(cámara de ionización, proporcionales y Geiger-Müller) se distinguen por su
operación en diferentes regiones de voltaje. La Figura. 2-5 muestra estas regiones
para un detector típico; se grafica el número de iones colectados en los electrodos
contra el voltaje aplicado, para partículas alfa y beta respectivamente.
85
Ilustración 24
Gráfica de la dependencia del voltaje para los detectores gaseosos
En la región I el voltaje es tan bajo que la velocidad que adquieren los iones y
electrones es pequeña, dando lugar a una alta probabilidad de que se recombinen. Por
el peligro de perder información, esta región normalmente no se usa.
En la región de voltaje II, el número de iones colectados no cambia si se
aumenta el voltaje. Se recogen en los electrodos esencialmente todos los iones
primarios; es decir, no hay ni recombinación ni ionización secundaria. Por esta razón,
el tamaño del pulso depende de la ionización primaria y, por lo tanto, de la energía
depositada por cada radiación. Se llama región de cámara de ionización y se usa para
medir la energía de la radiación, además de indicar su presencia. En general, la
corriente generada en estas cámaras es tan pequeña que se requiere de un circuito
electrónico amplificador muy sensible para medirla (el electrómetro).
86
En la región III, llamada proporcional, la carga colectada aumenta al
incrementarse el voltaje. Esto se debe a que los iones iniciales (primarios) se aceleran
dentro del campo eléctrico pudiendo, a su vez, crear nuevos pares de iones. Si uno
sube el voltaje, la producción cada vez mayor de ionización secundaria da lugar a un
efecto de multiplicación. Los pulsos producidos son mayores que en la región
anterior, pero se conserva la dependencia en la energía de las radiaciones.
Aumentando aún más el voltaje, se llega a la región IV, llamada de
proporcionalidad limitada, que por su inestabilidad es poco útil en la práctica. Si
sigue aumentándose el voltaje, se llega a la región V, llamada Geiger-Müller En esta
región la ionización secundaria y la multiplicación son tan intensas que se logra una
verdadera avalancha de cargas en cada pulso. Los pulsos son grandes por la gran
cantidad de iones colectados, pero se pierde la dependencia en la ionización primaria.
Los detectores Geiger-Müller (o sencillamente contadores Geiger) que operan
en esta región son indicadores de la presencia de radiación, pero no pueden medir su
energía. Son los más usados porque son fáciles de operar, soportan trabajo pesado,
son de construcción sencilla. Generalmente operan con voltaje de alrededor de 700 a
800 volts, pero esto puede variar según el diseño de cada detector.
Si se incrementa el voltaje aún más, se obtiene una descarga continua (región
VI), no útil para conteo.
Debido a la baja densidad de un gas (comparado con un sólido), los detectores
gaseosos tienen baja eficiencia para detectar rayos X o gamma (típicamente del orden
de 1%) pero detectan prácticamente todas las alfas o betas que logran traspasar las
paredes del recipiente. En un detector gaseoso puede usarse cualquier gas (incluso
aire).
87
Los detectores gaseosos usados en radioterapia son las cámaras de ionización, y
su forma dependerá de lo que se requiera medir.
CÁMARA DE IONIZACIÓN.
Consiste básicamente de un compartimiento sellado que contiene un gas y dos
electrodos entre los cuales un voltaje sea mantenido por un circuito externo para
colectar las cargas producidas por la radiación incidente ver ilustración 25.
Ilustración 25
Cámara de ionización
La colocación de los electrodos dependerá de la utilización para la que se
empleen el detector. Por ejemplo,
a. CÁMARA DE IONIZACIONES CILÍNDRICAS
Es, como el nombre lo indica, cuando los electrodos se encuentran en forma
cilíndrica, como se observa en la figura.
88
Ilustración 26
Cámara de ionización cilíndrica
Donde los ánodos también varían dependiendo del uso.
b. CÁMARA DE IONIZACIÓN PLANO-PARALELA
Es, como el nombre lo indica, cuando los electrodos se encuentran en forma
plana y paralelas entre si, como se observa en la figura.
Ilustración 27
Cámara de ionización plano-paralela.
Se prefiere el diseño de placa plano-paralela porque tiene un volumen activo bien
definido y asegura que los iones no recogerán en los aisladores y no causarán una
distorsión del campo eléctrico. El concéntrico diseño del cilindro no tiene un volumen
89
activo bien definido debido a la variación en el campo eléctrico como el aislador se
acerca.
c. CÁMARA DE IONIZACIÓN DE POZO
Los electrodos se encuentran en forma cilíndrica pero con la diferencia de que el
ánodo tiene una abertura por donde se introduce la fuente radiactiva, rodeada por una
pared de equilibrio. Esta pared, dependerá del tipo de energía de la fuente que se este
usando.
Ilustración 28
Cámara de ionización de pozo
d. GEIGER-MÜLLER.
Un detector Geiger consiste básicamente en un recinto cerrado que contiene un
gas a baja presión. El exterior del tubo es metálico y constituye un electrodo. Además
de ese electrodo hay un segundo en forma de hilo coaxial con este. Entre dos
electrodos se establece una diferencia de potencial de 700 a 800 voltios. La diferencia
de potencial no es suficiente para que se establezca una corriente apreciable pero esta
90
muy cerca del valor al cual el gas en el interior del tubo se ioniza. Cuando una
partícula energética atraviesa las paredes del tubo ioniza las moléculas del gas. Los
iones creados son acelerados por la diferencia de potencial con lo que chocan con
otras moléculas ionizándolas en un fenómeno de avalancha. En resumen cuando una
partícula o radiación ionizante entre en el tubo se produce una pequeña conducción
eléctrica entre sus electrodos polarizados a alta tensión.
Si se requiere detectar partículas alfa que son muy poco penetrantes los detectores
Geiger tienen una ventana de mica muy fina o de berilio para que pueda ser
atravesada por estas partículas. La detección de partículas beta también exigen
ventanas muy finas para que pueden ser atravesadas, sin embargo las gamma pueden
atravesar fácilmente espesores de hasta varios milímetros de metal. Cuanto mas
gruesas sean las paredes del Geiger menos sensible será a la radiación de baja
energía. Cuanto más volumen tenga un contador Geiger más sensible será.
91
CAPÍTULO 8
TÉCNICAS DE PROTECCIÓN CONTRA LA
RADIACIÓN IONIZANTE
92
La dosis por exposición a la radiación externa puede limitarse utilizando las
siguientes técnicas:
1. Control del tiempo de exposición.
2. Utilización del recurso distancia.
3. Pantallas de protección (blindajes) entre las fuentes.
8.1 CONTROL DE LA DOSIS POR LIMITACIÓN DEL TIEMPO
DE EXPOSICIÓN.
Reducir las dosis por limitación es la técnica más sencilla para protegerse de
la exposición a la radiación externa [1].
La tasa de dosis se puede definir como:
•
H=
H
t
Donde:
•
H es la dosis en mSv o μSv
•
H es la tasa de dosis en el punto de interés en mSv/h ó μSv/h
•
t es el tiempo de exposición.
•
93
Despejando el tiempo, tenemos que:
t=
H
•
H
Ejemplo 1:
¿Cuántas horas puede permanecer un delegado encargado de una calibración,
dentro de una sala de cobaltoterapia, si la tasa de dosis medida a 1m de distancia es
de 5μSv/h y la dosis diaria calculada para el delegado no debe sobrepasar los 0,08
mSv.
•
La dosis H que no debe excederse es de 0,08mSv, H medida es de 5μSv/h,
por lo tanto el tiempo máximo de permanencia de un delegado dentro del cuarto debe
ser de:
t=
80 μSv
= 16h
μSv
5
h
El delegado no deberá permanecer un tiempo mayor de 16 h por día para no
exceder el límite de 0,08 mSv diario calculado para él en base a la dosis acumulada
de comisiones anteriores y con respecto a la dosis máxima permisible de 20 mSv
anuales.
La constante Gamma, para cada radionucleido, es la velocidad de exposición
(R/h) a 1 m de distancia por Curie (Ci). La constante Gamma también puede
expresarse en mSv/h por Gbq a 1 m de distancia. Cuando se utiliza la constante
•
gamma para el cálculo de la tasa de dosis ( H ) la ecuación a utilizar es de:
•
H=
Γ* A
d2
94
Donde: Γ es la constante gamma en
mSv m 2
*
h
Gbq
A es la actividad en Ci y
d es la distancia a la cual se desea conocer la exposición.
La actividad se calcula a partir del tiempo de vida media (T1/2) y la ecuación a
seguir es:
A = A0 e
−
Ln 2*t
T1 / 2
Donde A es la actividad remanente para el día t, A0 es la actividad inicial, t es
el tiempo de interés en el cual se desea conocer la actividad (A), T1/2 es el tiempo de
vida media.
Ejemplo 2
¿Cuántos tiempo puede permanecer un delegado durante una emergencia
radiológica con una fuente de braquiterapia de 192Ir, que se encuentra fuera de la zona
segura del equipo y a 1m de distancia desde el sistema de retracción manual, si la
actividad calculada desde la actividad inicial según el certificado de calibración es de
8,6 Ci. La dosis máxima permisible para el delegado es de: 0,05 mSv diario.
El tiempo que se desea calcular corresponde con la siguiente ecuación t =
H
•
H
•
H es:
•
H=
Γ* A
d2
, donde
95
Para una fuente de
192
Ir la constante gamma (Γ) es: 0.13
mSv m 2
*
La
h
Gbq
actividad (A) es la actividad de 8,6Ci, y la distancia es de 1m.
La Actividad de 8,6 Ci se debe pasar a unidades Bq para lo cual tenemos:
8.6Ci *
3,7 x1010 Bq
1Gbq
*
= 318,2Gbq
1Ci
1x10 9 Bq
La tasa de dosis calculada es:
mSv m 2
0.13
* 318,2Gbq
•
mSv
h Gbq
= 4.1366
H=
2
h
1m
Por lo tanto, el tiempo que un delegado puede permanecer en el cuarto es de:
t=
0.05mSv
= 0.01208h
mSv
4,1366
h
Si realizamos la transformación a segundos tenemos:
0.01208h *
60 min 60seg
*
= 43.48seg
1h
1 min
96
8.2 UTILIZACIÓN DEL RECURSO DISTANCIA.
Para utilizar el recurso de la distancia, a objeto de controlar la exposición, hay
que considerar el tipo de radiación: alfa, beta o gamma.
8.2.1 DISTANCIA APLICADA A LA RADIACIÓN GAMMA.
Cuando el medio atravesado por las radiaciones X y gamma es el aire, se
propagan siguiendo la ley del inverso del cuadrado de la distancia.
I1
I2
1
2
Fuente
d1
d2
Donde:
I1, es la distancia de radiación en el punto 1.
I2, es la distancia de radiación en el punto 2.
Y se cumple la siguiente relación:
2
I1 d 2
=
I 2 d1 2
97
Así, a cuatro metros de una fuente la intensidad de una exposición es 16 veces
más pequeña que a un metro, y a 0,5 m cuatro veces mayor.
8.2.2 DISTANCIA APLICADA A LA RADIACIÓN ALFA Y
BETA.
Las partículas alfa no constituyen problemas, desde el punto de vista de
irradiación externa, ya que su alcance en el aire es de escasos cm. Por otra parte, son
incapaces de atravesar la piel; una simple hoja de papel los frena.
La radiación beta constituye un problema menor, como una fuente de
radiación externa, si se compara con la radiación gamma. Esta radiación no alcanza
altas distancia, por la gran probabilidad de interacción y transferencia lineal de
energía con el medio. En estos caso la ley de inverso al cuadrado de la distancia
tiende a sobreestimar la tasa de dosis.
8.3 PROTECCIÓN
CONTRA
LA
RADIACIÓN
EXTERNA
MEDIANTE EL USO DE BLINDAJES O PANTALLAS DE
PROTECCIÓN.
La atenuación de los rayos X y la radiación gamma por un material absorbente
es el resultado de una combinación del efecto fotoeléctrico, del efecto Compton y de
la producción de pares.
98
Por lo general cualquier material con alto número atómico, alta densidad,
puede ser apropiado para atenuar o protegerse de la radiación gamma.
Si los fotones de rayos X de un acelerador poseen energía suficiente para
arrancar neutrones de los núcleos se producen dos fenómenos: por un lado, existirá un
flujo de neutrones que acompañan al haz, y por otro, las sustancias que han perdido
un neutrón son radiactivas.
Para la protección de los neutrones hace falta colocar protecciones de
materiales de bajo número atómico, mucho hidrogeno, o incluso boro para mejorar la
absorción, como la parafina.
99
BIBLIOGRAFÍA
[1] Cabrera Alfredo. TEG Corrección en la distribución de dosis con haces de
electrones en la periferia de campos de tratamientos irregulares. Universidad
Central de Venezuela. Noviembre (2005).
[2] Díaz J. Figuera J. Lea D. Yánez H. Curso Básico de Protección Radiológica para
Oficiales de Protección Radiológica. IVIC
[3] Figuera, José Luis; Lea David; Pacheco, Jesús. V Taller de Emergencia
Radiológica IVIC. Servicio de radiofisica sanitaria.
[4] IAEA-TECDOC-1151 Aspectos Físicos de la Garantía de Calidad en
Radioterapia: Protocolo de Control de Calidad.. Organismo Internacional de
Energía Atómica. 2000.
[5] IAEA-TECDOC-602/S Control de Calidad de los Instrumentos de Medicina
Nuclear. Organismo Internacional de Energía Atómica. 1991.
[6] Khan, Faiz M. (2003) “The Physics of Radiation Therapy” 3rd Ed. Baltimore,
MD: Lippincott William & Wilkins.
[7] Lozada José. Transporte de material Radioactivo. XV Curso de Protección
Radiológica para responsable de protección radiológica.1997
[8] Ministerio Sanidad y Consumo. Protección radiológico. Parte III Radioterapia.
100
[9] Norma Venezolana. Programa de Protección Radiológica. Requisitos.
COVENIN 3299:1997.
[10]
Norma
Venezolana.
Provenientes
de
Protección
Fuentes
Contra
Externas
las
Usadas
Radiaciones
en
Medicina.
Ionizantes
Parte
I
Radiodiagnóstico Médico y Odontológico COVENIN 218-1:2000.
[11] Norma Venezolana. Radiaciones Ionizantes Límites de Dosis Anuales
COVENIN 2259:1995.
[12] OIEA. Colección Seguridad. Nº 115. Normas Básicas Internacionales de
Seguridad para la Protección Contra la Radiación Ionizante y para la Seguridad de
las Fuentes de Radiación. 1997.
[13] Organización Panamericana de la Salud. Organización, Desarrollo, Garantía de
Calidad y Radioprotección en lo Servicios de Radiología: Imaginología y
radioterapia. Diciembre 1997.
[14] Rafael Martín, postgrado en Física Médica, Interacciones de Partículas
Cargadas
con
la
Materia
Extraído
el
10
de
Enero,
2005,
de
http://fisica.ciens.ucv.ve/postfismed/fr8d1a1.html
[15] Reyes C Luis M. TEG Propuesta de nuevo protocolo de calibración y control
de calidad para sistema de dosimetría por Termoluminiscencia. Universidad Central
de Venezuela. Noviembre (2005).
101
APÉNDICE I
TABLAS
Tabla 5 Constante Gamma (Γ) expresada en mSv/h . m2/Ci
Radionucleido
Constante Gamma (Γ)
Cesio-137 (137Cs)
3.1820
Cobalto-60 (60Co)
13.3201
Oro-198 (198Au)
2.2940
Iodo-125 (125I)
0.6993
Iridio-192 (192Ir)
4.8100
Radio-226 (226Ra)
8.1400
Americio-241 (241Am)
0.1480
Iodo-131 (131I)
2.2200
mSv m 2
*
h
Ci
102
Tabla 6 Tabla de Tiempo de Vida Media
Radionucleido
T1/2
60
Co
5.3a
90
Sr
28a
125
I
60d
137
Cs
30a
192
Ir
74d
226
Ra
1600a
241
Am
433a
131
I
99
Tc
6,02d
Tabla 7 Factores de ponderación de la radiación.
Tipo de radiación y rango de energía
WR
Fotones, todas las energías
1
Electrones y muones, todas las
energías
1
Neutrones
<10 keV
10 keV a 100 keV
100 keV a MeV
2 MeV a 20 MeV
> 20 MeV
5
10
20
10
5
Protones, energía > 2 MeV
5
Partículas Alfa, Fragmentos de
fisión, núcleos pesados.
20
103
Tabla 8 Factores de ponderación del tejido.
Órgano o Tejido
Gónadas
Médula Ósea roja
Colon
Pulmón
Estómago
Vejiga
Mamas
Hígado
Esófago
Tiroides
Piel
Superficies Óseas
Restantes(1)
Nota:
(1) Se consideran como restantes los
órganos señalados a continuación:
las glándulas adrenales, el cerebro,
el intestino delgado, el riñón, los
músculos, el páncreas, el bazo, el
timo y el útero.
WT
0.20
0.12
0.12
0.12
0.12
0.05
0.05
0.05
0.05
0.05
0.01
0.01
0.05
104
APÉNDICE II
ESCALA SENSIBLE DEL GEIGER.
DETERMINACIÓN TEÓRICA DE LA ESCALA SENSIBLE DEL
GEIGER, CONOCIENDO LA ACTIVIDAD Y EL TIPO DE
FUENTE.
Conociendo la actividad de la fuente y la constante gamma, podemos conocer
la tasa de exposición. La ecuación a utilizar es:
•
X=
Γ* A
d2
Donde:
1. d es la distancia en metros que existe desde la fuente hasta el contador Geiger
(Puede tomarse como 1 m)
2. Γ es la constante gamma expresada en la Tabla 1. para el radionucleido
2
utilizado, expresado en mSv * m
h
Ci
3. A es la actividad calculada para el momento del accidente, expresada en Ci.
Una vez conocida la tasa de exposición, el Geiger es colocado en esta escala,
garantizando la no saturación del contador, que originaría perdida de tiempo
innecesario.
105
APÉNDICE III
CÁLCULOS DE MASA Y ENERGÍA
El siguiente argumento demuestra la validez del número de Avogadro. Si cada
nucleón pesa 1.66 x 10-24 g, un átomo pesará A x 1.66 x 10-24 g. Por lo tanto, en un
gramo del material habrá 1/(A x 1.66 X 10-24) átomos, o sea 6.023 x 1023/A átomos.
En A gramos habrá 6.023 x 1023 átomos, el número de Avogadro. El mismo
argumento se extiende a un mol de una substancia.
El equivalente del electrón-volt en unidades convencionales de energía se
obtiene de la siguiente manera. La carga del electrón es de 1.6 x l0
-19
Coulombs. Si
esta cantidad se multiplica por 1 volt, el resultado es 1.6 x 10-19 Coulomb-volts, o sea
1.6 x10-19 joules. Por otro lado, como 1 joule = l0 7ergs, se obtiene que 1 eV = 1.6x 1012
ergs. 1 MeV equivale a 1.6 x 10-6 ergs.
El equivalente energético de una unidad atómica de masa se obtiene usando la
fórmula de Einstein E = mc². Substituyendo los valores m = 1.66 x 10-24 g y c = 3
x1010 cm/ seg, se calcula 1.494 x 10-3 ergs. Puesto en unidades de MeV, 1 u.a.m.
equivale aproximadamente a 931 MeV.
106
APÉNDICE IV
LEY DE DECAIMIENTO RADIACTIVO
Según se vio, la actividad A es proporcional al número de núcleos N presente
en la muestra radiactiva en un instante dado, a través de la constante de decaimiento:
A = λN
Como actividad implica transmutación nuclear, al ir decayendo la muestra
con el tiempo, el número N va disminuyendo con una rapidez -dN/dt. El signo
negativo indica disminución de N al avanzar el tiempo t. Por lo tanto,
A=−
dN
= λN
dt
Si tomamos la segunda parte de esta ecuación, tenemos una ecuación
diferencial que debe resolverse por separación de variables:
dN
= −λdt
dt
Integrando ambos miembros,
ln N = −λt + K
En donde K es la constante de integración y ln indica el logaritmo natural.
Ahora se toma la exponencial en ambos miembros, recordando que la función
exponencial es la inversa del logaritmo natural, quedando
107
N = e − λt + K = e − λt ∗ e K
Para encontrar el valor de la constante de integración K, supóngase que al
iniciar el proceso de decaimiento (t = 0) el valor de N es N0. Substituyendo estos
valores en la ecuación, si t = 0, N = N0,
N0 = eK
por lo tanto,
N = N o e − λt
Que es la ley de decaimiento radiactivo. Indica la forma analítica en que el
número de núcleos va disminuyendo con el tiempo.
La actividad correspondiente se obtiene con:
A = λ N = λ N 0 e − λt
Si se define A0 = λN0, la ecuación para A toma la misma forma
exponencial que la de N, o sea, la actividad disminuye con el tiempo en la
misma forma que el número de núcleos:
A = A0 e − λt
La vida media t1/2 de un isótopo es el tiempo que tarda en disminuir su
actividad a la mitad. Si en la ecuación de decaimiento se substituyen los valores
cuando t = t1/2, A =A0 /2, se obtiene que:
108
A0
= A0 e −λt
2
1/ 2
Eliminando A0 y tomando el inverso,
2 = e − λt
1/ 2
Ahora se toma el logaritmo natural en ambos miembros:
ln 2 = 0,693 = λ ∗ t1 / 2
De aquí se obtiene la relación entre la constante de decaimiento y
la vida media de un isótopo:
t1 / 2 =
0,693
λ
109
APÉNDICE V
ATENUACIÓN DE RAYOS X Y GAMMA EN LA MATERIA
Refiriéndose a la ilustración 17, si al absorbedor se le agrega una capa delgada
de espesor dx, entonces la intensidad medida en el detector se ve disminuida por una
cantidad dI. Se observa, además, que esta disminución es proporcional al coeficiente
lineal de atenuación μ, a la intensidad misma, y al espesor dx:
dI = - μ I dx
La solución de esta ecuación diferencial es semejante a la de la ley de
decaimiento radiactivo (Apéndice IV), obteniéndose la atenuación exponencial:
I = I 0 e -μ x .
Nótese que, si no hay absorbedor, x = 0, y substituyendo en la ecuación queda
I=I0
La capa hemirreductora (HVL)4 x1/2 se obtiene de la misma manera que se
obtiene la vida media en la ley de decaimiento. Cuando x = x1/2, I = I0 /2:
Io
= I oe−μ∗x
2
1/ 2
4
HVL por sus siglas en inglés Half Value Layer, es empleado comúnmente para abreviar capa
hemireductora
110
Eliminando I 0 tomando logaritmos y despejando, resulta:
x1 / 2 =
Fuente de
60
Co
0,693
μ
Concreto (1 capa
hemireductora)
250 mR/h
Fuente de
60
Co
Concreto (2HVL)
125 mR/h
Fuente de
60
Co
Concreto (3HVL)
62,5 mR/h
Atenuación por capas hemireductorras de una
fuente de radiación gamma proveniente del 60Co
111
La capa decimorreductora x1/10 corresponde al caso I = I0/10. Siguiendo el
mismo procedimiento se encuentra:
x1 / 10 =
2,303
μ
En donde 2,303 es el logaritmo natural de 10.
Como la atenuación se puede deber a una combinación de los tres efectos
(fotoeléctrico, Compton y producción de pares), el coeficiente lineal de atenuación
puede representarse como una suma de tres coeficientes lineales, cada uno
correspondiente a uno de los tres efectos:
μ = μef+μeC+μΡΡ
Al incorporarse a la ecuación de atenuación, ésta queda:
I = I 0e
(
)
− μ ef + μ eC + μ pp ∗ x
En ciertos casos puede haber atenuación debida a diversos materiales, por
ejemplo aire y plomo. En estos casos se numeran los materiales y se emplea la
fórmula:
I = I 0 e − μ ∗x ∗ e − μ ∗x
1
1
2
2
Siendo μ1 y μ2 los coeficientes lineales dé atenuación de los materiales 1 y 2
respectivamente, y siendo x1 y x2 los espesores de los dos materiales.
112
APÉNDICE VI
Densidad de varios compuestos
5
Material
ρ Densidad (Kg/m3)
Hidrogeno5
Carbono
Oxigeno4
Aluminio
Cobre
Plomo
Aire
Agua
Músculo
Grasa
Hueso
0,8988
2250
1,429
2699
8960
11360
1,293
1000
1040
916
1650
Numero Atómico
Efectivo ( Z )
1
6
8
13
29
82
7,78
7,51
7,64
6,46
12,31
Bajo condiciones estándar de temperatura 0ºC y 101,3 kPa
NE(electrones por g)
5,97 x 1023
3,01 x 1023
3,01 x 1023
2,90 x 1023
2,79 x 1023
2,38 x 1023
3,01 x 1023
3,34 x 1023
3,31 x 1023
3,34 x 1023
3,19 x 1023
113
GLOSARIO
Accidente: Todo suceso involuntario, incluidos los errores de operación, fallos de
equipo u otro contratiempo, cuyas consecuencias reales o potenciales no sean
despreciables desde el punto de vista de la protección o seguridad.
Acelerador lineal: Dispositivo que acelera partículas cargadas (p.e. protones o
electrones) linealmente a altas velocidades, usado con frecuencia para la producción
de determinados radionucleidos o tratamiento de pacientes de radioterapia.
Acción Protectora: Intervención con el fin de evitar o reducir la dosis a los
miembros del público en situaciones de exposición crónica o de emergencia
Acción Reparadora: Acción que se realiza, cuando se rebasa un nivel de actuación
determinado, para reducir la dosis de radiación que de lo contrario pudieran recibirse
en una situación de intervención que implique exposición crónica.
Blindaje: Material o estructura cuyo fin es reducir o aumentar un haz de radiaciones
ionizantes.
Braquiterapia de Alta Tasa: Terapia con una fuente radiactiva de actividad en el
orden de 2Ci a 10Ci que es colocada por carga diferida cerca del área afectada.
Bunker: Ambiente blindado donde reposa las fuentes y equipos emisores de
radiaciones ionizantes.
114
Cobaltoterapia: Terapia con una fuente radiactiva de Cobalto-60
Contaminación: Es el depósito involuntario de una sustancia radioactiva sobre una
superficie en cantidades superiores a 0,4 Bq/cm2 (10-5μCi/cm2) en el caso de emisores
beta y gamma [11], produciendo irradiación externa y posible exposición potencial.
Descontaminación: Eliminación o reducción de la contaminación presente en
materias, personas o el medio ambiente por un procedimiento físico o químico.
Detrimento: Daño total que a la larga sufrirán un grupo expuesto y sus descendientes
a causa de la exposición del grupo a la radiación de una fuente o equipo generador de
radiación.
Dosis Efectiva (E): Es la sumatoria de las dosis equivalentes ponderadas en todos los
órganos y tejidos del cuerpo humano. La dosis efectiva está dada por la expresión:
E = ∑ H T ⋅ WT
Donde HT es la dosis equivalente en el órgano o tejido y WT el factor de ponderación
para el órgano o tejido T. la unidad de dosis efectiva es el J/Kg y recibe el nombre de
(Sv).
Dosis Equivalente (H): Es definido como la dosis equivalente en tejido blando, a una
apropiada profundidad, d; en un punto especifico en el cuerpo. La dosis equivalente,
H, es la integral sobre toda la transferencia lineal de energía (LET por sus siglas en
inglés) de Q(L) y DL en un punto en tejido blando, donde DL es la dosis absorbida,
contribuida por las partículas cargadas con LET entre L y L+dL y Q(L) es el factor de
calidad en un punto esto es:.
115
H = ∫ Q( L) DL dL
L
Dosímetro de Película: Es una variedad de detector químico conformado por una
lámina de plástico cubierta con una emulsión de halogenuro de plata (usualmente
BrAg); por acción de la radiación se produce una reducción de Ag+ a Ag0 en el
proceso posterior de revelado (similar a los negativos fotográficos) nos entrega un
negativo en la que la densidad óptica es proporcional a la exposición recibida. La
respuesta de la película es dependiente del tipo y la energía de radiación, para ello
necesita ser calibrado para el tipo de radiación con que el usuario se encontrará en su
trabajo de rutina.
Efectos Deterministas: Efectos de las radiaciones ionizantes para los que existen un
nivel umbral de dosis por encima del cual la gravedad de los efectos aumenta al
elevarse la dosis.
Efectos Estocásticos: Efectos de las radiaciones ionizantes que se producen, por lo
general, sin que exista un nivel de dosis umbral cuya probabilidad es proporcional a
la dosis, y cuya gravedad es independiente de la dosis.
Enclaves (En inglés Interlock): Dispositivos de seguridad diseñados para inhabilitar
la emisión de radiación ionizante o producir la retracción de la fuente a la zona segura
del equipo.
Exposición: Acto o situación de estar sometido a irradiación.
116
Exposición Potencial: Exposición que no se prevé se produzca con seguridad, pero
que puede ser resultado de un accidente ocurrido en una fuente o deberse a un suceso
o una serie de sucesos de carácter probabilista, por ejemplo a fallos de equipos y
errores de operación
Fuente: Cualquier cosa que pueda causar exposición a la radiación, bien emitiendo
radiación ionizante o liberando substancias o materias radiactivas.
Geiger Müller: Este detector, aplica una diferencia de potencial entre los electrodos
de tal manera que basta la generación de un solo para iónico dentro del detector para
que éste produzca, por la aceleración impartida en virtud de la diferencia de potencial,
la ionización de todo el gas. Esta distinta concepción tiene grandes consecuencias
prácticas, entre ellas, se pueden citar las siguientes:
ƒ
Elevada sensibilidad.
ƒ
Respuesta rápida al cambio de las velocidades de exposición.
ƒ
Son independientes de las condiciones ambientales dentro de un rango
muy amplio de variaciones en temperatura y humedad.
ƒ
Cuando la velocidad de exposición a que están sometidos excede
mucho el rango de diseño, pueden saturarse e indicar ausencia de
exposición.
Generadores de radiación: Dispositivo capaz de generar radiación tal como rayos
X, neutrones, electrones u otras partículas cargadas, que puede utilizarse con fines
científicos, industriales o médicos.
117
Intervención: Toda acción encaminada a reducir o evitar la exposición o la
probabilidad de exposición a fuentes que no formen parte de una práctica controlada
o que se hallen sin control a consecuencias de una accidente.
Medicina Nuclear: Es la Especialidad Médica que emplea los isótopos radiactivos,
la farmacología, las reacciones nucleares, las radiaciones electromagnéticas de los
componentes del núcleo y las técnicas biofísicas, afines para el diagnostico funcional,
la terapia y la investigación médica.
Nivel de Actuación: Nivel de la tasa de dosis o de la concentración de la actividad
por encima del cual deberían adoptarse acciones reparadoras o acciones protectoras
en situaciones de exposición crónica o de exposición de emergencia
Nivel de Intervención: Nivel de dosis evitables al alcanzarse el cual se realiza una
acción protectora o una acción reparadora específica en una situación de exposición
de emergencia o en una exposición crónica.
Personas Ocupacionalmente Expuesta (POE): Son aquellas que debido a la
aplicación y/o supervisión de una práctica, están sometidas al riesgo producido por la
exposición a las radiaciones ionizantes.
Radiación ionizante: A los efectos de protección radiológica, la radiación capaz de
producir pares de iones en materia(s) biológica(s).
Radiodiagnóstico: Diagnostico médico con radiaciones ionizantes.
Rayos X (RX): Radiación electromagnética ionizante producida al bombardear una
sustancia con electrones acelerados a gran velocidad.
118
Tomografía : Es una técnica de diagnostico médico que permite observar el interior
del cuerpo humano a través de cortes axiales milimétricos mediante la utilización de
rayos X.
Zonas Controlada: Es aquella donde se controlan las exposiciones normales o se
impide la dispersión de la contaminación en condiciones normales de trabajo; así
como, donde se previene las exposiciones potenciales o se limita su magnitud.
Zona Supervisada: Toda zona no definida como zona controlada pero en la que se
mantiene bajo vigilancia las condiciones de exposición ocupacional aunque
normalmente no sean necesarias medidas protectoras ni disposiciones de seguridad
concretas.