TABLA DE CONTENIDO 1. 2. GENERALIDADES SOBRE LAS RADIACIONES ...................................................................................1 1.1 NATURALEZA DE LA RADIACIÓN ................................................................................................ 1 1.2 RADIACIÓN IONIZANTE ............................................................................................................... 2 TIPOS DE RADIACIÓN IONIZANTE................................................................................................ 2 1.3 ORIGEN DE LAS RADIACIONES IONIZANTES ................................................................................ 4 RADIACIÓN NATURAL ................................................................................................................. 4 RADIACIÓN ARTIFICIAL .............................................................................................................. 10 1.4 CONOZCA SU PROPIA DOSIS DE RADIACIÓN. ............................................................................ 15 1.5 BIBLIOGRAFÍA ............................................................................................................................ 17 FÍSICA DE LAS RADIACIONES ........................................................................................................ 18 2.1 INTRODUCCIÓN ......................................................................................................................... 18 2.2 RADIACIONES IONIZANTES Y NO IONIZANTES .......................................................................... 18 RADIACIONES IONIZANTES: ...................................................................................................... 19 RADIACIONES NO IONIZANTES: ................................................................................................ 19 2.3 ESTRUCTURA DE LA MATERIA ................................................................................................... 20 NÚCLEO ATÓMICO: ................................................................................................................... 20 NUBE ELECTRÓNICA: ................................................................................................................. 22 TABLA DE NUCLEÍDOS: .............................................................................................................. 22 2.4 ENERGÍA DE IONIZACIÓN .......................................................................................................... 23 2.5 ENERGÍA DE LOS FOTONES........................................................................................................ 24 2.6 ELEMENTOS DE RADIACTIVIDAD ............................................................................................... 25 RADIACTIVIDAD:........................................................................................................................ 25 LEY DEL DECAIMIENTO EXPONENCIAL: ..................................................................................... 26 PERÍODO DE SEMI-DESINTEGRACIÓN, SEMIPERÍODO DE DESINTEGRACIÓN O PERÍODO (T):.. 29 ACTIVIDAD: ............................................................................................................................... 29 ACTIVIDAD Y MASA: .................................................................................................................. 31 ACTIVIDAD ESPECÍFICA: ............................................................................................................ 31 MEDICIÓN DE LA ACTIVIDAD: ................................................................................................... 32 TRANSFORMACIONES RADIACTIVAS SUCESIVAS: ..................................................................... 33 2.7 TIPOS DE DESINTEGRACIÓN RADIACTIVA ................................................................................. 34 DESINTEGRACIÓN ALFA: ........................................................................................................... 34 DESINTEGRACIÓN BETA: ........................................................................................................... 34 DESINTEGRACIÓN GAMMA:...................................................................................................... 36 FISIÓN ESPONTÁNEA: ............................................................................................................... 38 2.8 INTERACCIÓN DE LA RADIACIÓN CON LA MATERIA .................................................................. 39 INTERACCIÓN DE PARTÍCULAS CARGADAS CON LA MATERIA: ............................................. 39 3. 4. TIPOS DE INTERACCIÓN DE PARTÍCULAS CARGADAS CON LA MATERIA: .............................. 40 RADIACIÓN DE FRENADO: ......................................................................................................... 41 2.9 INTERACCIÓN DE LA RADIACIÓN ELECTROMAGNÉTICA CON LA MATERIA ............................... 43 EFECTO FOTOELÉCTRICO: ........................................................................................................ 45 EFECTO COMPTON: .................................................................................................................. 46 CREACIÓN DE PARES: ............................................................................................................... 47 INTERACCIÓN DE NEUTRONES CON LA MATERIA: ................................................................ 49 2.10 BIBLIOGRAFÍA ............................................................................................................................ 52 FUENTES DE RADIACIÓN IONIZANTE............................................................................................ 53 3.1 INTRODUCCIÓN ......................................................................................................................... 53 3.2 ALGUNOS DATOS HISTÓRICOS .................................................................................................. 53 3.3 FUENTES DE RADIACIÓN ........................................................................................................... 55 FUENTES NATURALES DE RADIACIÓN ....................................................................................... 55 FUENTES ARTIFICIALES DE RADIACIÓN ..................................................................................... 57 APLICACIONES DE LAS RADIACIONES IONIZANTES ................................................................... 57 CARACTERÍSTICAS DE LAS FUENTES DE RADIACIÓN ................................................................. 59 3.4 GENERADORES DE RAYOS X ...................................................................................................... 62 GENERACIÓN DE RAYOS X ......................................................................................................... 62 PROPIEDADES DE LOS RAYOS X................................................................................................. 64 COMPONENTES DEL EQUIPO DE RAYOS X ................................................................................ 64 CALIDAD DE RAYOS X. ............................................................................................................... 67 TIPOS DE RADIACIÓN X ............................................................................................................. 67 3.5 ACELERADORES DE PARTÍCULAS ............................................................................................... 69 TIPOS DE ACELERADORES LINEALES ......................................................................................... 70 APLICACIONES DE LOS ACELERADORES .................................................................................... 71 CATEGORIZACIÓN DE LAS FUENTES POR RIESGO ..................................................................... 73 3.6 APLICACIONES DE LAS FUENTES RADIACTIVAS ......................................................................... 75 APLICACIONES MÉDICAS ........................................................................................................... 75 APLICACIONES INDUSTRIALES ................................................................................................... 79 3.7 APLICACIONES DE LOS RAYOS X ................................................................................................ 80 APLICACIONES MÉDICAS ........................................................................................................... 80 APLICACIONES EN RADIOTERAPIA ............................................................................................ 84 OTRAS APLICACIONES ............................................................................................................... 84 3.8 BIBLIOGRAFÍA ............................................................................................................................ 86 EFECTOS BIOLÓGICOS DE LAS RADIACIONES IONIZANTES ........................................................... 87 4.1 INTRODUCCIÓN ......................................................................................................................... 87 4.2 INTERACCIÓN DE LA RADIACIÓN CON LA MATERIA VIVA ......................................................... 88 4.3 RADIACIONES DIRECTA E INDIRECTAMENTE IONIZANTES ........................................................ 89 4.4 MECANISMOS DE ACCIÓN DIRECTOS E INDIRECTOS DE LAS RADIACIONES IONIZANTES ......... 90 5. 4.5 a. b. c. DAÑOS SOBRE LA CÉLULA Y MECANISMOS DE REPARACIÓN ................................................... 92 EN LOS ÁCIDOS NUCLEICOS ...................................................................................................... 92 EN LOS CROMOSOMAS ............................................................................................................. 94 EN OTROS ELEMENTOS CELULARES .......................................................................................... 94 4.6 RADIOSENSIBILIDAD .................................................................................................................. 94 FACTORES QUE AFECTAN A LA RADIOSENSIBILIDAD ................................................................ 97 4.7 a. b. EFECTOS PRODUCIDOS POR LA RADIACIÓN ............................................................................ 100 EFECTOS ESTOCÁSTICOS ......................................................................................................... 100 EFECTOS NO ESTOCÁSTICOS O DETERMINISTAS .................................................................... 102 4.8 BIBLIOGRAFÍA .......................................................................................................................... 127 PROTECCIÓN RADIOLÓGICA ...................................................................................................... 128 5.1 INTRODUCCIÓN ....................................................................................................................... 128 EL SISTEMA DE PROTECCIÓN Y SEGURIDAD ........................................................................... 129 TIPOS DE SITUACIÓN DE EXPOSICIÓN: .................................................................................... 130 RESTRICCIONES DE DOSIS Y NIVELES DE REFERENCIA. ........................................................... 132 PROTECCIÓN DEL MEDIO AMBIENTE ...................................................................................... 133 APLICACIÓN DE LOS PRINCIPIOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA .......................................... 134 EXENCIÓN ............................................................................................................................... 136 DISPENSA ................................................................................................................................ 137 CULTURA DE LA SEGURIDAD ................................................................................................... 137 EVALUACIÓN DE LA SEGURIDAD ............................................................................................. 138 SUPERVISIÓN PARA LA VERIFICACIÓN DEL CUMPLIMIENTO .................................................. 140 PREVENCIÓN Y MITIGACIÓN DE ACCIDENTES ......................................................................... 141 OBJETIVOS DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA ....................................................................... 142 5.2 RESPONSABILIDADES EN MATERIA DE PROTECCIÓN Y SEGURIDAD ....................................... 142 RESPONSABILIDADES EN MATERIA DE PROTECCIÓN Y SEGURIDAD ....................................... 142 NORMAS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA .............................................................................. 147 5.3 REQUISITOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA .......................................................................... 152 REQUISITOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA PARA FUENTES RADIACTIVAS ABIERTAS .......... 152 REQUISITOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA PARA FUENTES RADIACTIVAS SELLADAS ......... 153 REQUISITOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA DIAGNÓSTICO MÉDICO Y ODONTOLOGÍA, CONTROL DE CARGA. ....................................................................................................................... 155 REQUISITOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA INTERVENCIONISMO ....................................... 155 REQUISITOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA DESECHOS RADIOACTIVOS .............................. 156 REQUISITOS PARA INSTALACIONES DE GESTIÓN DE DESECHOS PREVIA A SU DISPOSICIÓN FINAL ................................................................................................................................................ 157 6. AUTORIZACIÓN: REGISTRO O LICENCIA .................................................................................. 157 5.4 BIBLIOGRAFÍA .......................................................................................................................... 159 DOSIMETRÍA DE LAS RADIACIONES IONIZANTES ....................................................................... 167 6.1 MAGNITUDES Y UNIDADES DOSIMÉTRICAS ............................................................................ 167 ACTIVIDAD DE UNA FUENTE RADIACTIVA ............................................................................... 168 EXPOSICIÓN ............................................................................................................................ 169 DOSIS ABSORBIDA ................................................................................................................... 171 DOSIS EQUIVALENTE ............................................................................................................... 174 DOSIS EFECTIVA ...................................................................................................................... 176 6.2 a. b. DETECCIÓN Y MEDICIÓN DE LAS RADIACIONES IONIZANTES .................................................. 180 DETECTORES POR IONIZACIÓN ............................................................................................... 181 DETECTORES POR EXCITACIÓN ............................................................................................... 184 6.3 DOSIMETRÍA PERSONAL .......................................................................................................... 185 a. DOSÍMETROS DE PELÍCULA: .................................................................................................... 186 b. LAPICERA DOSIMÉTRICA: ........................................................................................................ 187 c. DOSÍMETROS TERMOLUMINISCENTES: .................................................................................. 188 RECOMENDACIONES PARA EL USO DEL DOSÍMETRO PERSONAL .................................................... 188 7. 8. 6.4 DOSIMETRÍA DE ÁREA: ............................................................................................................ 189 6.5 BIBLIOGRAFÍA .......................................................................................................................... 190 TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO .................................................................................. 191 7.1 INTRODUCCIÓN ....................................................................................................................... 191 7.2 OBJETIVO DEL REGLAMENTO .................................................................................................. 192 7.3 PRINCIPALES DISPOSICIONES EN TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO ........................... 193 JUSTIFICACIÓN: ....................................................................................................................... 194 OPTIMIZACIÓN: ....................................................................................................................... 194 LIMITACIÓN DE LAS DOSIS: ..................................................................................................... 194 7.4 REQUISITOS DE BULTOS .......................................................................................................... 195 7.5 1. 2. 3. 4. 5. TIPOS DE BULTOS .................................................................................................................... 196 BULTOS EXCEPTUADOS ........................................................................................................... 196 BULTOS INDUSTRIALES ........................................................................................................... 197 BULTOS DE TIPO A................................................................................................................... 199 BULTOS TIPO B ........................................................................................................................ 201 BULTOS TIPO C ........................................................................................................................ 203 7.6 1. 2. SEÑALIZACIONES ..................................................................................................................... 204 CATEGORÍA Y ETIQUETADO DE LOS BULTOS .......................................................................... 204 MARCADO DE LOS BULTOS ..................................................................................................... 206 7.7 AVISO DE LOS RIESGOS ........................................................................................................... 207 7.8 BIBLIOGRAFÍA .......................................................................................................................... 209 FUENTES RADIACTIVAS EN DESUSO Y DESECHOS RADIACTIVOS ................................................ 210 8.1 INTRODUCCIÓN ....................................................................................................................... 210 PRINCIPIOS FUNDAMENTALES PARA LA GESTIÓN DE DESECHOS RADIACTIVOS .................... 212 RESPONSABILIDADES EN MATERIA DE GESTIÓN DE DESECHOS RADIACTIVOS ...................... 213 CARACTERÍSTICAS DE LOS DESECHOS RADIACTIVOS Y SU CLASIFICACIÓN ............................. 214 MÉTODOS DE PRETRATAMIENTO ........................................................................................... 217 MÉTODOS DE TRATAMIENTO ................................................................................................. 220 MÉTODOS DE EVACUACIÓN .................................................................................................... 222 ALMACENAMIENTO DEFINITIVO (DISPOSICIÓN FINAL) .......................................................... 223 ESTRATEGIA PARA ACONDICIONAMIENTO DE LAS FUENTES SELLADAS EN DESUSO ............. 228 MEDIDAS GENERALES DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA DURANTE EL ACONDICIONAMIENTO DE FUENTES EN DESUSO ....................................................................................................................... 229 PROCESO DE ACONDICIONAMIENTO DE LAS FUENTES EN DESUSO ....................................... 229 8.2 CLASIFICACIÓN ........................................................................................................................ 230 8.3 PRODUCTORES DE RESIDUOS RADIACTIVOS ........................................................................... 231 8.4 TRATAMIENTO Y ACONDICIONAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS DE BAJA Y MEDIANA ACTIVIDAD (RRBMA). ........................................................................................................................... 232 8.5 ACONDICIONAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS DE ALTA ACTIVIDAD (RRAA) ................. 233 8.6 TRANSPORTE DE RESIDUOS RADIACTIVOS .............................................................................. 233 8.7 a. b. ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS ................................................................... 234 ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS DE ACTIVIDAD ALTA ......................................................... 235 ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS DE MEDIANA Y BAJA ACTIVIDAD ..................................... 237 8.8 BIBLIOGRAFÍA .......................................................................................................................... 239 9. ACCIDENTES Y EMERGENCIAS RADIOLÓGICAS ........................................................................... 240 9.1 INTRODUCCIÓN ....................................................................................................................... 240 9.2 TIPOS DE ACCIDENTES ............................................................................................................. 240 a. UNA FUENTE RADIACTIVA COLOCADA EN UN LUGAR INADECUADO, ABANDONADA, PERDIDA O ROBADA........................................................................................................................................ 240 b. UNA FUENTE DE RADIACIÓN QUEDA EXPUESTA O AUMENTA INADVERTIDAMENTE SU INTENSIDAD, A CONSECUENCIA DE UNA FALLA DURANTE SU OPERACIÓN RUTINARIA ................. 241 c. UNA SUSTANCIA RADIACTIVA SE DERRAMA O SE DISPERSA .................................................. 241 9.3 a. b. CAUSAS DE ACCIDENTES ......................................................................................................... 242 LECCIONES APRENDIDAS ......................................................................................................... 244 “ACCIDENTES” EN RADIODIAGNÓSTICO MÉDICO ................................................................... 245 9.4 ACCIDENTES Y SUS CONSECUENCIAS ...................................................................................... 246 9.5 a. b. c. d. PLANIFICACIÓN PARA EMERGENCIAS ..................................................................................... 248 CLASIFICACIÓN DE LOS ACCIDENTES ...................................................................................... 251 MEDIDAS DE PROTECCIÓN ...................................................................................................... 252 ENTRENAMIENTOS .................................................................................................................. 256 SIMULACROS ........................................................................................................................... 257 9.6 INTERVENCIÓN ........................................................................................................................ 257 BASES DE LA INTERVENCIÓN:.................................................................................................. 258 RIESGOS PARA EL PÚBLICO ..................................................................................................... 260 AVISOS Y/O INSTRUCCIONES PARA EL PÚBLICO ..................................................................... 261 9.7 BIBLIOGRAFÍA .......................................................................................................................... 264 10. REGLAMENTO DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA ........................................................................ 265 EXPOSICIÓN DE MOTIVOS ............................................................................................................... 265 DEFINICIONES .................................................................................................................................. 267 TÍTULO PRIMERO De la Protección Contra la radiación .................................................................. 271 TÍTULO SEGUNDO RADIOISÓTOPOS COMO FUENTES ABIERTAS .................................................... 275 TÍTULO TERCERO RADIOISÓTOPOS COMO FUENTES SELLADAS ..................................................... 280 TÍTULO CUARTO MÁQUINAS DE RAYOS X EN GENERAL ................................................................. 288 TÍTULO QUINTO MÁQUINAS DE RAYOS X EN MEDICINA ................................................................ 290 TÍTULO SEXTO MÁQUINAS GENERADORAS DE RADIACIONES Y PARTÍCULAS NUCLEARES DE CUALQUIER TIPO .............................................................................................................................. 301 TÍTULO SÉPTIMO NORMAS PARA EL PERSONAL QUE TRABAJA EN EL CAMPO DE LAS RADIACIONES ......................................................................................................................................................... 303 TÍTULO OCTAVO SANCIONES A INFRACCIONES COMETIDAS A LO ESTIPULADO EN EL PRESENTE REGLAMENTO .................................................................................................................................. 309 TÍTULO NOVENO DISPOSICIONES VARIAS PARA EL REGLAMENTO DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA ......................................................................................................................................................... 313 ANEXOS ............................................................................................................................................. 317 ANEXO 1 TRANSPORTE DE MATERIALES RADIACTIVOS ................................................................. 317 MATERIALES RADIACTIVOS QUE EXIGEN SERVICIO DE TRANSPORTE ............................................. 317 RESUMEN DE ENSAYOS MECÁNICOS PARA LOS BULTOS TIPO A y B ............................................... 318 CATEGORÍAS DE ETIQUETAS ............................................................................................................ 323 ANEXO 2 EJERCICIOS ...................................................................................................................... 325 ACTIVIDAD ....................................................................................................................................... 325 ÍNDICE DE TRANSPORTE .................................................................................................................. 326 TASA DE DOSIS CON RESPECTO AL DISTANCIA ................................................................................ 327 EXPOSICIÓN ..................................................................................................................................... 329 CAPÍTULO 1 1. GENERALIDADES SOBRE LAS RADIACIONES 1.1 NATURALEZA DE LA RADIACIÓN Hablando en sentido amplio, la radiación es la emisión, propagación y transferencia de energía en cualquier medio en forma de ondas electromagnéticas o partículas, es decir, es la forma en que la energía se mueve de un lugar a otro. Por ejemplo, la energía del sonido, la luz, el calor, se dispersan en forma de ondas. Las ondas o radiaciones electromagnéticas se pueden clasificar en: Radiación no ionizante: Son aquellas que no tienen la suficiente energía como para romper los enlaces que unen los átomos del medio que irradian (ondas de radio y tv, microondas, luz visible, etc.). Radiación ionizante: Son aquellas que tienen suficiente energía como para producir ionizaciones de los átomos del medio o materia que es irradiado. Van desde los rayos X hasta la radiación cósmica. Figura 1.1 Diagrama de longitudes de onda y el nivel energético Hay relación directa entre longitud de onda y el nivel energético. Mientras más pequeña es la longitud de onda, mayor es su nivel energético. Por tal razón, los Rayos X y Gamma 1 son considerablemente más energéticos que la luz visible, por lo tanto, tienen un gran poder de penetración. 1.2 RADIACIÓN IONIZANTE Son radiaciones con energía necesaria para arrancar electrones de los átomos. Cuando un átomo queda con un exceso de carga eléctrica, ya sea positiva o negativa, se dice que se ha convertido en un ión (positivo o negativo). Entonces son radiaciones ionizantes los rayos X, las radiaciones alfa, beta y gamma. Las radiaciones ionizantes pueden provocar reacciones y cambios químicos con el material con el cual interaccionan. Por ejemplo, son capaces de romper los enlaces químicos de las moléculas o generar cambios genéticos en células reproductoras o afectar los procesos biológicos normales. TIPOS DE RADIACIÓN IONIZANTE 1. Partículas alfa: Las partículas alfa son conjuntos de dos protones y dos neutrones, es decir, el núcleo de un átomo de helio, eyectadas del núcleo de un átomo radiactivo. La emisión de este tipo de radiación ocurre en general en átomos de elementos muy pesados, como el uranio, el torio o el radio. Estas partículas tienen la característica de ser muy pesadas y tener doble carga positiva. El tipo de radiación que se emite es poco penetrante que puede ser detenida por una simple hoja de papel, son peligrosas cuando las sustancias que las emiten se introducen en el cuerpo humano por ingestión o por inhalación. Figura 1.2 Partículas Alfa 2. Partículas beta: Las partículas beta tienen una carga negativa y una masa muy pequeña, por esta razón, reaccionan menos frecuentemente con la materia que las partículas alfa, pero su poder de penetración es mayor que en estas (casi 100 veces más penetrantes). Las partículas beta son frenadas por metros de aire, una lámina de aluminio o unos centímetros de 2 agua. No obstante, las sustancias emisoras beta pueden ser peligrosas si se incorporan al organismo humano. Figura 1.3 Partículas Beta 3. Rayos gamma y rayos X: Las emisiones alfa y beta suelen ir asociadas con la emisión gamma. Es decir, las radiaciones gamma suelen tener su origen en el núcleo excitado generalmente, tras emitir una partícula alfa o beta, el núcleo tiene todavía un exceso de energía, que es eliminado como ondas electromagnéticas de elevada frecuencia. Los rayos gamma no poseen carga ni masa, por tanto, la emisión de rayos gamma por parte de un núcleo no conlleva cambios en su estructura, interaccionan con la materia colisionando con las capas electrónicas de los átomos con los que se cruzan provocando la pérdida de una determinada cantidad de energía radiante con lo cual pueden atravesar grandes distancias. Su energía es variable, pero en general pueden atravesar cientos de metros en el aire, y son detenidas solamente por capas grandes de hormigón, plomo o agua. Figura 1.4 Rayos Gamma y Rayos X 4. Neutrones: Son partículas sin carga eléctrica, tienen un gran poder de penetración en la materia. No producen ionización directamente, pero al interactuar con los átomos pueden generar rayos alfa, beta, gamma o X, que si son ionizantes. Los neutrones solo pueden interceptarse con masas gruesas de hormigón, agua o parafina. 3 Figura 1.5 Poder de penetración de las radiaciones. 1.3 ORIGEN DE LAS RADIACIONES IONIZANTES RADIACIÓN NATURAL La mayor parte de la radiación recibida por la población del mundo proviene de fuentes naturales (Figura 1.1). La exposición a la mayoría de ellas es inevitable. A lo largo de toda la historia de la Tierra, la radiación procedente del espacio exterior y de los materiales de la corteza ha afectado a la superficie de la Tierra. El hombre es irradiado en dos formas: las sustancias radiactivas pueden permanecer en el exterior del cuerpo humano, irradiándolo desde afuera o "externamente", o pueden ser inhaladas con el aire o ingeridas con los alimentos y el agua, irradiándolo así desde adentro o "internamente". Sin embargo, aunque todos los habitantes del planeta están expuestos a las radiaciones naturales, algunos son mucho más irradiados que otros, ello depende del lugar donde vivan, en zonas con rocas o suelos particularmente radiactivos, las dosis son muy superiores a la media, mientras que en otros lugares son muy inferiores. También depende de su forma de vida, la utilización de determinados materiales de construcción en sus viviendas, el cocinar con gas, el uso de hogares con carbón, la aislación térmica de los ambientes e, inclusive, los viajes en avión aumentan la exposición a la radiación natural. Las fuentes terrestres son especialmente responsables por la mayor parte de la exposición del hombre a la radiación natural. En circunstancias normales, producen más de cinco sextos de las dosis efectivas individuales, la mayoría de ellas por irradiación interna. La radiación cósmica aporta el resto, fundamentalmente por irradiación externa. 1. RADIACIÓN CÓSMICA Provenientes del sol y de las fuentes de energía existentes en nuestra galaxia o fuera de ella. Esta radiación es causante de, aproximadamente, la mitad de la exposición del hombre a la radiación natural externa. La mayoría tiene su origen en las profundidades del espacio interestelar; algunas son una consecuencia de las deflagraciones solares. 4 Los rayos cósmicos irradian la Tierra directamente e interaccionan con la atmósfera, produciendo tipos adicionales de radiación y diferentes materiales radiactivos. Aunque ningún lugar escapa a este bombardeo terráqueo invisible, algunas partes del globo son más afectadas que otras. Las zonas polares reciben un flujo mayor que las zonas ecuatoriales, al ser desviada la radiación por el campo magnético terrestre. La exposición aumenta también con la altitud sobre el nivel del mar (factor más importante que el anterior) al disminuir la protección dispensada por la atmósfera. Una persona que vive al nivel del mar recibe, en promedio, una dosis equivalente de aproximadamente 355 microsievert (1 microsievert = 1 millonésima de sievert) de radiación cósmica por año, mientras que otra que se encuentre, por ejemplo, en La Paz recibe una dosis cinco veces mayor. Los viajes en avión exponen a pasajeros y tripulación a dosis todavía superiores, aunque por períodos más cortos. Entre los 4.000 metros sobre el nivel del mar, la altitud de las aldeas más elevadas de los sherpas sobre las laderas del Everest, y los 12.000 metros, el nivel superior de altitud de los vuelos intercontinentales, la exposición a la radiación cósmica se multiplica por 25. Esta aumenta aún más entre los 12.000 y los 25.000 metros, la altitud máxima alcanzada por los aviones supersónicos. La Figura 1.6 muestra valores promedios de tasas de dosis por hora, debidas a los rayos cósmicos, para distintas altitudes. Un viaje Nueva York - París expondrá al pasajero a unos 50 microsievert si lo realiza en un avión comercial y a unos 40 si lo hace en uno supersónico -aunque éste se encuentra expuesto a una irradiación más intensa- pues realiza la travesía en un tiempo mucho menor. En la actualidad, los viajes aéreos generan una dosis efectiva colectiva para la población mundial de alrededor de 6.000 sievert hombre. Figura 1.6 Niveles de radiación cósmica 5 2. RADIACIÓN TERRESTRE Los principales materiales radiactivos presentes en las rocas son el potasio-40, y las dos series de elementos radiactivos procedentes de la desintegración del uranio-238 y del torio-232, dos radionucleidos de período largo que existen en la Tierra desde su origen. El rubidio-87 y el uranio-235 revisten menor importancia. Naturalmente, los niveles de radiación terrestres alrededor del mundo difieren de un lugar a otro, al variar la concentración de estos materiales en la corteza terrestre. Para la mayor parte de la población, tales diferencias no son especialmente significativas. Estudios llevados a cabo en 23 países durante las últimas décadas muestran que más de la mitad de la población mundial se halla expuesta a irradiación gamma externa cuya media es de aproximadamente 0,35 milisievert (1 milisievert = 1 milésima de sievert) por año, con un valor mínimo de 0,15 mSv y un máximo de 0,52 mSv. Pero casi un 3% de esa población recibe un milisievert por año, existiendo lugares donde los niveles de radiación terrestre son todavía muy superiores. Cerca de la ciudad de Pozos de Caldas, 200 kilómetros al norte de Sao Paulo, Brasil, existe una colina donde los investigadores han descubierto tasas de dosis de radiación unas ochocientas veces superiores a la media, 250 milisievert por año. La colina no está habitada, pero niveles tan sólo ligeramente menores han sido encontrados 600 kilómetros al este, en una zona costera. Guarapari es una pequeña ciudad de 12.000 habitantes que cada verano acoge a unos 30.000 visitantes. En determinadas zonas de sus playas han sido registrados 175 milisievert por año. Los niveles de radiación en sus calles son sensiblemente inferiores, entre 8 y 15 milisievert por año, pero aun así varias veces superiores a los normales. Algo similar ocurre en el puerto de pescadores de Meaipe, 50 kilómetros al sur que, como Guarapari, también está asentado sobre arenas ricas en torio. En el otro extremo del mundo, en las costas sudoccidentales de la India, 70.000 personas viven en una franja de terreno de 55 kilómetros que también contiene arenas ricas en torio. Los análisis realizados en 8.513 personas mostraron que reciben en promedio 3,8 milisievert por año. Más de 500 personas reciben más de 8,7 milisievert, alrededor de 60 reciben más de 17 milisievert, unas 50 veces la dosis promedio debida a la radiación terrestre. Estas áreas de Brasil y la India han sido las mejor estudiadas entre todas las que poseen un alto nivel de radiación natural terrestre. Pero niveles de hasta 400 milisievert por año han sido descubiertos en Ramsar, Irán, donde existen manantiales ricos en radio-226. Se sabe que existen otras regiones de elevada radiación natural terrestre en Francia, Madagascar y Nigeria. El Comité Científico de las Naciones Unidas sobre los Efectos de las Radiaciones Atómicas (en inglés, UNSCEAR) ha calculado que, en promedio, la población del mundo recibe de la radiación natural terrestre una dosis equivalente de unos 410 microsievert 6 por año, ligeramente superior a la que recibe de los rayos cósmicos una persona que vive al nivel del mar. 3. IRRADIACIÓN INTERNA Dos tercios de la dosis recibida por el hombre de fuentes naturales provienen de substancias radiactivas que se encuentran en el aire que respira, en los alimentos que ingiere y en el agua que bebe. Una parte muy pequeña de esta dosis proviene de radionucleidos, como el carbono-14 y el tritio, producidos por la radiación cósmica; casi toda ella procede de fuentes terrestres. El hombre recibe en promedio unos 180 microsievert al año del potasio-40, incorporado junto con el potasio no radiactivo, que es un elemento químico esencial para el organismo. Sin embargo, la mayor parte de las dosis proviene de los nucleídos resultantes de la desintegración del uranio-238 y, en menor medida, del torio-232. Algunos de ellos, como el plomo-210 o el polonio-210, se introducen en el organismo fundamentalmente con los alimentos. Ambos se encuentran concentrados en pescados y mariscos, por ende, quienes ingieren grandes cantidades de estos alimentos son susceptibles de recibir dosis correspondientemente más elevadas. Decenas de miles de personas en el extremo septentrional del hemisferio norte subsisten fundamentalmente en base a la carne de reno y caribú, animales que contienen elevadas concentraciones de los nucleídos radiactivos mencionados - en particular de polonio-210- porque en invierno se alimentan con líquenes que los acumulan. Estas personas reciben dosis de polonio-210 hasta 35 veces superiores a las normales. En el otro extremo del mundo, los habitantes de una región del oeste de Australia, rica en uranio, reciben dosis 75 veces superiores a las normales debido a la carne de ovino y canguro que consumen. Algunos alimentos, como los mariscos y la nuez del Brasil, concentran substancias radiactivas, de modo que las personas que lo consumen en grandes cantidades pueden recibir una dosis de radiación natural muy superior al promedio. El radón: En los últimos años, los científicos han comenzado a darse cuenta de que la fuente más importante de radiación natural es un gas invisible, insípido e inodoro, siete veces y media más pesado que el aire, denominado radón. El UNSCEAR ha estimado que el radón y sus descendientes radiactivos de período corto, los radionucleidos formados por su desintegración, contribuyen con tres cuartas parte de la dosis efectiva anual recibida por el hombre de fuentes terrestres naturales y, aproximadamente con la mitad de la recibida de la totalidad de las fuentes naturales. La mayoría de esta dosis proviene de la inhalación de los radionucleidos, especialmente en ambientes cerrados. El radón fluye de la tierra en todas partes, pero sus niveles en el ambiente varían mucho de un lugar a otro. Sin embargo, el grado de exposición al radón aumenta en lugares cerrados. En las zonas templadas, las concentraciones de radón en el interior de los 7 edificios son, en promedio, unas ocho veces superiores a las existentes en el exterior. En los países tropicales no se han efectuado mediciones estadísticamente significativas; dado que el clima es más cálido y por ende los edificios permanecen más tiempo abiertos, es probable que la concentración en el interior de setos no difiera mucho de la existente en el exterior. Cuanto más cerrados son los edificios, más se concentra el radón dentro de ellos. Una vez que el gas penetra, filtrándose a través del suelo o en menor medida fluyendo de los materiales utilizados en su construcción, es difícil que salga. Los niveles de exposición a la radiación pueden alcanzar valores muy elevados, sobre todo si el edificio se encuentra asentado en un terreno particularmente radiactivo o ha sido construido con materiales especialmente radiactivos. El aislamiento térmico agrava la situación, al hacer más difícil la salida del gas. Los materiales de construcción más comunes, como son la madera, los ladrillos y el hormigón, desprenden relativamente poco radón. El granito es mucho más radiactivo, como también lo es la piedra pómez, utilizada por ejemplo, en la ex Unión Soviética y Alemania. El fosfoyeso: Es un subproducto de otro proceso de tratamiento de minerales de fosfato, ha sido ampliamente utilizado en la confección de bloques huecos de hormigón, planchas de yeso y fieltro, sistemas de compartimentación y cemento. Es más barato que el yeso natural, por ser un desecho, y su empleo contribuye a preservar las fuentes naturales y a reducir la contaminación. Sólo en Japón, tres millones de toneladas de este material fueron utilizadas en el sector de la construcción en 1.974. Pero el fosfoyeso es varias veces más radiactivo que el yeso natural al que reemplaza, y las personas que viven en casas que lo incorporan están expuestas a un 30 por ciento de radiación adicional respecto a aquéllas que no lo hacen. Casi siempre la fuente de radón más importante es el suelo en que se asientan las viviendas. En algunos casos, éstas han sido construidas sobre terrenos particularmente radiactivos, conteniendo residuos radiactivos antiguos, incluyendo residuos de la explotación de uranio en Colorado (Estados Unidos), residuos de aluminio en Suecia, residuos originados por plantas de radio-226 en Australia y terrenos recuperados de la minería de fosfatos en Florida (Estados Unidos). Los niveles de radón más elevados encontrados en Helsinki (Finlandia) (5.000 veces superiores a los normales en el aire) fueron detectados en casas cuya única fuente significativa era el terreno donde se asentaban. Incluso en Suecia, las últimas investigaciones muestran que el mayor problema al respecto es el radón que emana del suelo. El agua y el gas natural constituyen otras fuentes de radón en las viviendas, si bien menos importantes. Las cantidades de radón existentes en el agua son generalmente 8 pequeñas, pero algunos suministros, como los procedentes de pozos de gran profundidad, presentan concentraciones muy altas. La dosis total, debida a la exposición al Radón y a sus hijos es de aproximadamente 1,3 milisievert por año, la mitad de la dosis estimada total, procedente de fuentes naturales. 4. OTRAS FUENTES El carbón, como la mayoría de los materiales naturales, contiene vestigios de radionucleidos primordiales. Su combustión produce la liberación de éstos (que hasta entonces yacían en las profundidades de la tierra) al ambiente, donde pueden afectar al hombre. Cuando se quema al carbón, la mayor parte de él se convierte en cenizas, concentrándose en ellas las sustancias radiactivas. La mayoría de las cenizas pesadas se acumulan en el fondo de las calderas de las centrales térmicas convencionales. Las cenizas livianas salen al exterior por las chimeneas. La cantidad de carbón utilizada para cocinar o calentar las viviendas es mucho menor que la utilizada en las centrales térmicas, pero produce el escape de una mayor proporción de cenizas. Por ello, puede decirse que los hogares abiertos y cocinas del mundo emiten una cantidad de cenizas equivalente a la liberada por las centrales térmicas. En diversos países, más de un tercio de las cenizas provenientes de la combustión del carbón son re-utilizadas en la elaboración de cemento y concreto. Algunos concretos están formados por cuatro quintas partes de cenizas. También se emplean en la construcción de carreteras y para mejorar suelos agrícolas. Todas estas aplicaciones pueden contribuir a aumentar los niveles de exposición a la radiación, pero hay muy poca información publicada sobre este tema. La energía geotérmica constituye otra fuente de incremento de exposición a la radiación. En algunos países se extraen las reservas de vapor y agua caliente existentes en el interior de la Tierra para generar electricidad o calentar edificios. Dado que en la actualidad representa tan sólo el 0,1% de la producción eléctrica mundial, la energía geotérmica contribuye en muy pequeña medida a la exposición mundial a la radiación. Pero su importancia puede aumentar significativamente en el futuro, al ser enorme su potencial, según diversos estudios. Los fosfatos son explotados de manera extensiva en todo el mundo; se emplean sobre todo en la elaboración de fertilizantes (unas 30 millones de toneladas se destinan anualmente a esta actividad). La mayoría de los yacimientos de fosfato en explotación contienen altas concentraciones de uranio. La extracción y transformación del mineral produce la liberación de radón, al tiempo que los fertilizantes obtenidos son radiactivos y contaminan los alimentos. Normalmente, esta contaminación es poco importante pero 9 puede dejar de serlo si los fertilizantes son utilizados en forma líquida o si los productos derivados de los fosfatos se emplean para alimentar animales. Tales productos son, de hecho, ampliamente empleados como complemento de la alimentación animal, produciendo aumentos significativos de los niveles de radio-226 en la leche. El promedio de la dosis procedente del fondo natural que recibe una persona es del orden de 2,4 mSv/año. Figura 1.7 Dosis de radiación natural RADIACIÓN ARTIFICIAL Desde hace algunas décadas se ha generalizado el empleo de la radiación de origen artificial, es decir, radiación no natural creada por el hombre. Las fuentes de radiación son indispensables para la moderna atención de salud: los materiales médicos desechables esterilizados por irradiación intensa son de gran utilidad en la lucha contra las enfermedades; la radiología es un instrumento fundamental de diagnóstico; la radioterapia es un elemento habitual del tratamiento de las enfermedades malignas. La utilización de la energía nuclear y las aplicaciones de sus subproductos, es decir, la radiación y las substancias radiactivas, siguen aumentando en todo el mundo. Las técnicas nucleares encuentran aplicaciones crecientes en la industria, la agricultura, la medicina y muchos campos de la investigación, beneficiando a cientos de millones de personas y ofreciendo empleo a millones de trabajadores en las profesiones conexas. La irradiación se emplea en todo el mundo para conservar los alimentos y reducir su desperdicio y, las técnicas de esterilización se utilizan para erradicar insectos y plagas portadores de enfermedades. La radiografía industrial se usa habitualmente, por ejemplo, para examinar soldaduras, detectar fisuras y prevenir la rotura de construcciones mecánicas. Las radiaciones artificiales son producidas mediante ciertos aparatos o métodos desarrollados por el ser humano, como por ejemplo los aparatos utilizados en radiología, algunos empleados en radioterapia, por materiales radiactivos que no existen en la naturaleza pero que el ser humano es capaz de sintetizar en reactores nucleares o aceleradores, o por materiales que existen en la naturaleza pero que se concentran químicamente para utilizar sus propiedades radiactivas. La naturaleza física de las radiaciones artificiales es idéntica a la de las naturales. Por ejemplo, los rayos X 10 naturales y los rayos X artificiales son ambos rayos X (fotones u ondas electromagnéticas que proceden de la des-excitación de electrones atómicos). Ejemplos de fuentes artificiales de radiación son los aparatos de rayos X, de aplicación médica o industrial, los aceleradores de partículas de aplicaciones médicas, de investigación o industrial, o materiales obtenidos mediante técnicas nucleares, como ciclotrones o centrales nucleares. 1. Fuentes Médicas En la actualidad, la medicina es la fuente más importante de exposición del hombre a la radiación artificial. De hecho, en muchos países es responsable de casi todas las dosis recibidas de fuentes artificiales. Obviamente, las dosis individuales varían enormemente, desde cero (en alguien que jamás ha sido examinado con rayos-X) hasta muchos de miles de veces la dosis promedio anual de radiación natural (en algunos pacientes que reciben tratamiento contra el cáncer). Se dispone todavía de muy poca información confiable y representativa como la que el UNSCEAR necesitaría para calcular la dosis para la población mundial. Se desconoce el número exacto de personas irradiadas por año, de las dosis que ellas reciben o de las partes de su organismo afectadas. Las radiaciones ionizantes se usan en medicina en dos formas distintas: para diagnosticar enfermedades o lesiones y para destruir células cancerosas. Para fines de diagnóstico, los rayos X se hacen pasar a través del paciente para producir una imagen. Esta técnica es tan útil, que todos los años se realizan exámenes con rayos X en miles de pacientes. La utilización de rayos-X en diagnóstico es, en la práctica, la forma más común de irradiación médica. Las cifras relativas a los países industrializados indican que en ellos se llevan a cabo anualmente unos 800 exámenes diagnósticos anuales por cada 1.000 habitantes (excluyendo los practicados en clínicas dentales y los estudios radiográficos masivos). Datos más dispersos, referentes a países en desarrollo, muestran que los valores al respecto se encuentran cercanos a 30 exámenes por cada 1.000 habitantes. En el caso de algunas enfermedades, puede obtenerse información para el diagnóstico, utilizando los rayos gamma emitidos por substancias radiactivas introducidas en el paciente por inyección, ingestión o inhalación. La substancia radiactiva, forma parte de un fármaco escogido de manera que se concentre en el órgano o parte del cuerpo objeto del examen. Para estudiar la distribución o circulación de la substancia radiactiva, se utiliza una “cámara gamma”. La cámara detecta la radiación gamma y produce una imagen que indica si el tejido está sano o proporciona información sobre la índole y alcance de la enfermedad. En la mayoría de los países, alrededor de la mitad de los exámenes médicos con rayosX son los de tórax, aunque los estudios radiográficos masivos de tórax tienden a decrecer a medida que disminuye la incidencia de la tuberculosis. Es más, en la 11 actualidad existen evidencias de que la detección prematura del cáncer de pulmón por esta vía no aumenta significativamente la esperanza de sobrevida del paciente. La frecuencia de tales exámenes ha decaído significativamente en países industrializados como Suecia, Reino Unido o los Estados Unidos. En algunos otros, sin embargo, cerca de un tercio de la población es todavía examinada anualmente en forma masiva. Figura 1.8 Equipo de rayos X, Arco en C Las enfermedades cancerosas pueden tratarse con radioterapia, para lo cual se utilizan haces de rayos X de alta energía, o haces de electrones de alta energía o rayos Gamma generados por fuentes de Cobalto-60 u otras similares. Estos haces se enfocan cuidadosamente al tejido enfermo para destruirlo. También pueden utilizarse substancias radiactivas sólidas, en pequeñas cantidades, que se introducen temporalmente en los tejidos o en forma de solución, para tratar enfermedades y administrar dosis de radiación altas, pero localizadas. Los usos médicos de las radiaciones son la mayor fuente de exposición artificial del público. La dosis promedio global anual es de 0,3 milisieverts. 2. Radiación Ambiental: Con el advenimiento de la era nuclear, particularmente con los ensayos nucleares atmosféricos, se extendió el problema de la contaminación atmosférica producida por el hombre. Durante los últimos 40 años todos hemos estado expuestos a la radiación procedente de la precipitación radiactiva derivada de la explosión de armas nucleares. Virtualmente nada de esta exposición procede de las bombas lanzadas sobre Hiroshima y Nagasaki en 1.945; prácticamente la totalidad resulta de las explosiones llevadas a cabo en la atmósfera para ensayar armas nucleares. Los ensayos alcanzaron dos puntos culminantes; el primero, entre 1.954 y 1.958, período en el que efectuaron explosiones los Estados Unidos, la ex URSS y el Reino 12 Unido; el segundo, y más importante entre 1.961 y 1.962, siendo los Estados Unidos y la ex URSS los principales contribuyentes. Durante el primer período dominaron los ensayos de los Estados Unidos y durante el segundo, los de la ex Unión Soviética. En 1.963, estos tres países firmaban el Tratado de Prohibición Parcial de Ensayos Nucleares, comprometiéndose a no ensayar armas nucleares en la atmósfera, los océanos o el espacio exterior. Desde entonces, Francia y China han venido llevando a cabo una serie menor de ensayos en la atmósfera aunque con frecuencia decreciente, las últimas en 1.980. Los ensayos subterráneos continuaron practicándose, sin que virtualmente produzcan precipitación radiactiva. Se estima que la mayoría del material radiactivo producido por algunos artefactos nucleares, con una potencia del orden de varios megatones de TNT, se deposita en un radio de 100 km. En el Hemisferio Norte han tenido lugar la mayor parte de los ensayos, por lo tanto, ha recibido la mayor cantidad de precipitación radiactiva. El material radiactivo generado durante una explosión nuclear o termonuclear se divide en tres fracciones: partículas grandes que se depositan desde la atmósfera en períodos de horas; partículas más pequeñas que permanecen en la troposfera (capa inferior de la atmósfera), desde donde se depositan en algunos días; y la fracción inyectada en la estratosfera (capa siguiente de la atmósfera, entre los 10 y 50 km), de la que se depositan en meses. La primera fracción, que incluye a los nucleídos altamente radiactivos de corto período de semi-desintegración, es la principal responsable de los efectos deletéreos debidos al "fallout". El "fallout" troposférico debido a una explosión termonuclear equivalente a varios megatones de TNT, se distribuye ampliamente en ambos hemisferios dentro de los primeros 35 días. La fracción estratosférica se deposita en los polos en 1 o 2 años. Este depósito es tan lento que muchos nucleídos decaen antes de llegar a la atmósfera inferior. Los diversos tipos de precipitación radiactiva contienen varios cientos de radionucleidos diferentes, pero sólo unos pocos inciden significativamente en la exposición del hombre, ya que la mayoría se produce en cantidades muy pequeñas o se desintegra a gran velocidad. Sólo cuatro de ellos contribuyen en más del uno por ciento a la dosis efectiva colectiva comprometida de la población mundial procedente de explosiones nucleares. Estos son, en orden decreciente de importancia, el carbono-14, el cesio-137, el circonio95 y el estroncio-90. La dosis de estos y otros radionucleidos es suministrada a lo largo de períodos diferentes, al producirse su decaimiento a ritmos distintos. Así, el circornio95, cuyo período de semi-desintegración es de 64 días, ya ha suministrado prácticamente la totalidad de las dosis comprometidas por los ensayos nucleares. El cesio-137 y el estroncio-90, que tienen períodos de unos 30 años, completarán la mitad de la dosis a fines del siglo. Sólo el carbono-14, con su período de 5.730 años, permanecerá activo en el futuro lejano. 13 3. Energía Nucleoeléctrica: La producción de energía nucleoeléctrica se inicia con la extracción y tratamiento del mineral de uranio y sigue en la elaboración del combustible nuclear. Tras su utilización en las centrales nucleares, el combustible irradiado es en ocasiones "reprocesado" para recuperar el uranio y el plutonio. Figura 1.9 Niveles de radiación cósmica. El proceso concluye eventualmente con el almacenamiento de los desechos radiactivos. En cada una de las etapas del combustible nuclear se producen desechos y liberaciones o descargas al medio ambiente en mayor o menor medida, dependiendo del proceso involucrado. En los reactores nucleares la cantidad de diferentes materiales radiactivos liberados varía ampliamente, tanto entre los diversos tipos, como entre los distintos reactores del mismo tipo. También varía de año en año para un mismo reactor, en parte debido a que los trabajos de mantenimiento (los que originan las mayores descargas de rutina) varían anualmente. En los últimos años, las descargas de las centrales nucleares tienden a disminuir, a pesar de la mayor producción de electricidad. Ello es consecuencia tanto de las mejoras tecnológicas introducidas como de la aplicación de medidas de protección radiológicas más estrictas. El UNSCEAR calcula que el ciclo del combustible en su conjunto origina una dosis efectiva colectiva comprometida a corto plazo de alrededor de 3 sievert hombre por cada 14 Gigawatt-año de electricidad producida por la totalidad de las centrales nucleares del mundo. La explotación del mineral y los procesos de separación y purificación química del uranio contribuyen con 1,5 sievert hombre; y la fabricación del combustible sólo con 0,003 sievert hombre. Las dosis medias anuales recibidas por los miembros del público en las inmediaciones de las centrales nucleares representan menos del uno por ciento de las causadas por las fuentes de radiación natural. 4. Otras fuentes: Los accidentes en la industria nuclear han dado lugar a grandes dispersiones de radiactividad. El accidente más importante ocurrió en la Central Nuclear de Chernóbil, donde una explosión provocó la emisión de grandes cantidades de radiactividad, durante varios días. Finalmente, algunos artículos comunes de consumo contienen materiales radiactivos que originan dosis de radiación al público, tales como: detectores de humo, pararrayos, ciertos relojes pulsera luminosos, algunos radionucleidos son utilizados en la iluminación de señales de salida de emergencia, brújulas, aparatos de puntería en armas, diales de teléfonos, etc. Su impacto anual es cuatro veces superior al de las descargas ambientales procedentes de las centrales nucleares. 1.4 CONOZCA SU PROPIA DOSIS DE RADIACIÓN. Conscientes de que vivimos en un mundo radiactivo podemos tener una idea de la cantidad de radiación a la que estamos expuestos en un año, usando el siguiente cuadro. FUENTES DE RADIACIÓN DOSIS ANUAL mSv % RADIACIÓN NATURAL Radiación Cósmica: Ubicación: Radiación a nivel de mar Quito: 2850 msnm. Añada 0.1 por cada 425 m de elevación Viaje por avión: Por cada 1500 millas 0.26 0.01 Radiación Gamma: 15 14.50 Tipo de Construcción: Ladrillo Piedra Madera Concreto (Asumiendo que ¾ partes de su tiempo, Usted está en casa) 0.45 0.50 0.35 0.45 16.30 Suelo: (Asumiendo que ¼ de su tiempo está fuera de casa) 0.15 5.60 1.30 0.23 48.30 Radiación Interna: Comida y bebida Radón en el aire que respira RADIACIÓN ARTIFICIAL Pruebas Nucleares, fall out Rayos X (promedio) RX-pecho (Nº) RX-tubo digestivo Nº x Nº x 0.04 0.30 0.09 2.10 Televisión, horas por día (Nº) Nº x 0.0015 LA DOSIS PROMEDIO TOTAL DE LA POBLACIÓN MUNDIAL ES: 16 0.30 11.20 2.69 mSv 8.60 1.5 BIBLIOGRAFÍA 1. CSN “Radiación, dosis, efectos, riesgos”. Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), 2. 3. 4. 5. 6. 7. Naciones Unidas (1985), p. 63 Kako, M. Y Trainer, J. “La Energía Nuclear. Argumentos en favor y en contra de la más controvertida de las tecnologías actuales”. CR Ferrar, Traductor. Gemidas De. AS, Barcelona, España. (1986). Capítulo 2; p. 31-88. National Academy of Sciences. “The biological effects of atomic radiation, a report to the public” NAS-NRC, Washington (1986), p. 40 National Council on Radiation Protection and Measurements. “Exposure of the population in the United States and Canada from Natural Backgound Radiation: Recommendations”. NCRP # 94 (1987), p. 209 OIEA. “Seguridad Radiológica”. Div. Información Pública, OIEA, Viena (1986)18 p. 18 OIEA. “Realidades en torno a las radiaciones de bajo nivel”. Div. Información Pública, OIEA, Viena (29889), p. 16 Wahlstrom, B. “Radiation and Health. Some facts about radiation”. In IAEA, Highlights of Proceedings, Public Information Regional Seminars. 1992. p. 3339. 17 CAPÍTULO 2 2. FÍSICA DE LAS RADIACIONES 2.1 INTRODUCCIÓN “Las radiaciones ionizantes no se pueden ver o sentir, pero sí se pueden describir y cuantificar físicamente, como también se pueden detectar con precisión mediante experimentos apropiados”. En este capítulo se abordarán conceptos básicos de física sobre la estructura de la materia, radiactividad e interacción de la radiación con la materia; todo esto relacionado con la radiación ionizante. Al hablar de radiaciones ionizantes, en general se las asocia a algo negativo, porque no es un hecho conocido y debemos saber que vivimos en un mundo naturalmente radioactivo y que probablemente gracias a ello la vida sea tal y como la conocemos. La mayor parte de la radiación ionizante recibida por la población mundial proviene de fuentes naturales y es inevitable exponerse a la mayoría de ellas. Pero además, en los últimos cien años aproximadamente, desde el descubrimiento de los rayos X, hemos producido artificialmente fuentes de radiación que emiten diferentes tipos de radiaciones y hemos aprendido a utilizar la energía nuclear con diferentes propósitos: médicos, bélicos, industriales y para la generación de energía eléctrica. Todas estas prácticas, sumadas a la radiación liberada en forma accidental, de rectores nucleares como: Chernobyl, Fukushima, etc., o intencional, como bombas atómicas lanzadas sobre Hiroshima y Nagasaki, han aumentado la cantidad de radiación recibida por los seres humanos. Si bien este incremento ha sido mucho menor que la radiación natural, sus efectos son importantes. La población ha mostrado gran preocupación por la potencialidad que poseen las radiaciones para causar daños a corto y largo plazo, tanto ecológicos como sobre la salud de las personas. Sin embargo, aprovechar los beneficios que de las radiaciones ionizantes pueden obtenerse con un alto grado de seguridad, es posible; siempre y cuando los procedimientos de trabajo se fundamenten en el conocimiento y la observancia de las normas de seguridad, no en el miedo. 2.2 RADIACIONES IONIZANTES Y NO IONIZANTES El término radiación se emplea para denominar a todas las formas de propagación de energía mediante fenómenos ondulatorios, como los electromagnéticos, o mediante partículas nucleares que poseen características y consecuencias muy diversas. A 18 igualdad de energía involucrada, las radiaciones capaces de ionizar átomos dan lugar a efectos físicos y biológicos notoriamente más intensos que las radiaciones que no poseen esa capacidad. El significado de esta diferencia es tal que las radiaciones son clasificadas en Ionizantes y No Ionizantes. RADIACIONES IONIZANTES: Constituyen radiaciones cuyas partículas o fotones transportan la suficiente energía como para provocar la ionización de átomos que encuentran a su paso. Poseen capacidad ionizante las siguientes radiaciones: rayos X, emisiones radiactivas (alfa, beta, positrones, gamma), productos de reacciones nucleares (neutrones, protones, deuterones). La ionización de átomos en las células de los seres vivos da lugar a reacciones químicas capaces de provocar modificaciones estructurales o funcionales en las células, estos efectos son estudiados por el UNSCEAR, creado por la Asamblea General de Naciones Unidas en 1.955. Los informes del Comité se usan como base científica para evaluar los riesgos de la radiación y para establecer medidas de protección. RADIACIONES NO IONIZANTES: Son radiaciones electromagnéticas cuyos fotones tienen niveles de energía inferiores a los que se requieren para provocar la ionización de los átomos. También pueden provocar efectos negativos sobre la salud pero a través de otros procesos biofísicos diferentes a los inducidos por las radiaciones ionizantes. Son radiaciones no ionizantes la radiación luminosa, ultravioleta, infrarroja, láser, radiofrecuencia, microondas y radiaciones de baja frecuencia. El organismo que estudia sus efectos es la Comisión Internacional de Protección de la Radiaciones No Ionizantes (ICNIRP) En términos de frecuencia y longitud de onda, las radiaciones electromagnéticas son ionizantes para longitudes de onda inferiores a 10-8 m o frecuencias superiores a 1017 Hz. 19 RADIACIÓN NO IONIZANTE RADIACIÓN IONIZANTE Figura 2.1 Espectro de la Radiación Electromagnética. 2.3 ESTRUCTURA DE LA MATERIA La materia posee una estructura corpuscular constituida por átomos y moléculas formadas por combinaciones de ellos. El átomo constituye la menor unidad de sustancia simple que conserva sus propiedades químicas. El concepto de átomo como bloque básico e indivisible que compone la materia del universo ya fue postulado por la escuela atomista en la antigua Grecia. Sin embargo, su existencia quedó demostrada en el siglo XIX. Con el desarrollo de la física nuclear en el siglo XX, se comprobó que el átomo puede subdividirse en partículas más pequeñas. La teoría aceptada hoy es que el átomo se compone de un núcleo de carga positiva formado por protones y neutrones, en conjunto conocidos como nucleones, alrededor del cual se encuentra una nube de electrones de carga negativa. NÚCLEO ATÓMICO: El núcleo del átomo se encuentra formado por nucleones, los cuales pueden ser de dos clases: - Protón: Partícula de carga eléctrica positiva igual a una carga elemental, y 1,67262 × 10–27 kg. y una masa 1.837 veces mayor que la del electrón. - Neutrón: Partículas carentes de carga eléctrica y una masa un poco mayor que la del protón (1,67493 × 10-27 kg). 20 El núcleo más sencillo es el del hidrógeno, formado únicamente por un protón. El núcleo del siguiente elemento en la tabla periódica, el helio, se encuentra formado por dos protones y dos neutrones. La cantidad de protones contenidos en el núcleo del átomo se conoce como número atómico, el cual se representa por la letra Z y se escribe en la parte inferior izquierda del símbolo químico. Es el que distingue a un elemento químico de otro. Por tanto, el número atómico del hidrógeno es 1 (1H), y el del helio es 2 (2He). La cantidad total de nucleones que contiene un átomo se conoce como número másico, representado por la letra A y escrito en la parte superior izquierda del símbolo químico. Para los ejemplos dados anteriormente, el número másico del hidrógeno es 1(1H), y el del helio, 4(4He). Existen también átomos que tienen el mismo número atómico, pero diferente número másico, los cuales se conocen como isótopos. Por ejemplo, existen tres isótopos naturales del hidrógeno, el protio (1H), el deuterio (2H) y el tritio (3H). Todos poseen las mismas propiedades químicas del hidrógeno, y pueden ser diferenciados únicamente por ciertas propiedades físicas. Figura 2.2 Representación de los tres Isótopos naturales del átomo de hidrógeno. Otros términos menos utilizados relacionados con la estructura nuclear son los isótonos, que son átomos con el mismo número de neutrones y los isóbaros que son átomos que tienen el mismo número másico. Debido a que los protones tienen cargas positivas se deberían repeler entre sí, sin embargo, el núcleo del átomo mantiene su cohesión debido a la existencia de otra fuerza de mayor magnitud, aunque de menor alcance conocida como la interacción nuclear fuerte. 21 NUBE ELECTRÓNICA: Alrededor del núcleo se encuentran los electrones que son partículas elementales de carga eléctrica elemental negativa y con una masa de 9,10 × 10–31 kg. La cantidad de electrones de un átomo en su estado basal es igual a la cantidad de protones que contiene en el núcleo, es decir, al número atómico, por lo que un átomo en estas condiciones tiene una carga eléctrica neta igual a 0. A diferencia de los nucleones, un átomo puede perder o adquirir algunos de sus electrones sin modificar su identidad química, transformándose en un ión, una partícula con carga neta diferente de cero. El concepto de que los electrones se encuentran en órbitas satelitales alrededor del núcleo se ha abandonado en favor de la concepción de una nube de electrones difusos en el espacio, el cual representa mejor el comportamiento de los electrones descrito por la mecánica cuántica únicamente como funciones de densidad de probabilidad de encontrar un electrón en una región finita de espacio alrededor del núcleo. La parte sustancial de la masa de un átomo se encuentra en su núcleo pero el volumen atómico está determinado por las órbitas electrónicas. La relación de radios orbítales y nucleares para el átomo de hidrógeno es del orden de 10.000 a 1 y por lo tanto la relación de volúmenes nucleares y atómicos es del orden de 1012 a 1. Consecuentemente, la estructura atómica puede ser interpretada como un espacio esencialmente vacío y por lo tanto fácilmente “navegable” por partículas que no posean carga eléctrica, como es el caso de los neutrones y la radiación electromagnética. TABLA DE NUCLEÍDOS: A modo ilustrativo en la figura 2.3 se presenta una porción de la tabla de nucleídos, la que se usa con frecuencia cuando se trata con materiales radiactivos porque contiene abundante información de interés desde el punto de vista nuclear. 22 Figura 2.3 Parte de la Tabla de Nucleídos. En este tipo de clasificación, se representan los nucleídos conocidos (emisores artificiales, naturales o núcleos estables) en un sistema de ejes en el cual Z, número atómico, corresponde a las ordenadas y N = A - Z, número de neutrones, a las abscisas. 2.4 - Los isótopos son nucleídos con el mismo número de protones y se encuentran ubicados horizontalmente uno al lado del otro. - Los isótonos son nucleídos con el mismo número de neutrones y se encuentran ubicados verticalmente uno encima del otro. - Los isóbaros son nucleídos con el mismo número de nucleones, A = N + Z, y se encuentran ubicados sobre una diagonal de pendiente negativa. ENERGÍA DE IONIZACIÓN Normalmente, cada átomo posee igual cantidad de protones con carga positiva en su núcleo y electrones orbitales con carga negativa, por lo que el átomo en su conjunto constituye una estructura eléctricamente neutra. Esta situación es relativamente estable pues los electrones orbitales están vinculados a los núcleos por fuerzas eléctricas y no pueden romper ese vínculo a menos que reciban un aporte de energía que lo haga posible. Estas energía suelen expresarse en eV (electrón Volt) y su valor cuantitativo es superior a algunas decenas de eV. 1𝑒𝑉 = 1,6 × 10−19 𝐽𝑜𝑢𝑙𝑒𝑠 Estos valores de energía son muy pequeños en relación con los que habitualmente se manejan en aplicaciones domésticas o industriales; sin embargo, en el mundo del átomo tales niveles de energía no pueden obtenerse fácilmente, aunque cierto tipo de radiaciones, al interactuar con la materia pueden aportar la energía necesaria para la 23 ionización de los átomos, es decir, la desvinculación eléctrica entre electrones y núcleos atómicos. Se dice entonces, que los átomos están ionizados. Las estructuras dejan de ser eléctricamente neutras pues se dividen en dos iones: electrones con carga negativa y núcleos con una carga positiva. 2.5 ENERGÍA DE LOS FOTONES Una característica fundamental de todo haz de radiación es su Intensidad. Se denomina así a la energía que transporta el haz por unidad de tiempo y por unidad de área imaginaria transversal a su dirección de propagación. Este concepto también se denomina Densidad de Potencia y se puede expresar en Watt / m2. Las radiaciones de naturaleza corpuscular, como las nucleares, distribuyen la energía que transportan entre partículas. La Densidad de Potencia está determinada entonces por el número de partículas o fotones que atraviesa un área imaginaria transversal unitaria por unidad de tiempo y la energía media que transporta cada partícula. En el caso de las radiaciones electromagnéticas, de acuerdo con la interpretación cuántica, la energía total transportada se distribuye en unidades energéticas denominadas cuantos o fotones. La energía de un fotón está relacionada con la frecuencia o longitud de onda de la radiación, según las siguientes relaciones: 𝐸 =ℎ×𝑓 𝐸= ℎ×𝑐 𝜆 Dónde: E: energía de cada fotón (expresada en Joule, J) h: Constante de Planck, h = 6,626 x 10 -34 J·s c: velocidad de la luz, c = 3 x 108 m/s f: frecuencia de la radiación (expresada en Hertz = ciclos/s) λ: longitud de onda de la radiación (expresada en metros) La Densidad de Potencia en el caso de las radiaciones electromagnéticas está determinada por el número de fotones que atraviesa un área imaginaria transversal unitaria por unidad de tiempo y la energía media de los fotones. 24 2.6 ELEMENTOS DE RADIACTIVIDAD RADIACTIVIDAD: En la naturaleza hay ciertos elementos inestables en el sentido que pueden emitir espontáneamente partículas o radiación modificando la naturaleza o el estado de los núcleos de sus átomos. Este proceso de emisión se llama desintegración radiactiva, el fenómeno radiactividad y los elementos inestables radionucleidos. Los trabajos de Becquerel, Pierre y María Curie y Rutherford entre 1896 y 1907, demostraron no sólo la existencia de la transformación espontánea llamada desintegración, sino también que había radiaciones que tenían distinto poder de penetración. A las radiaciones menos penetrantes, que son absorbidas por una hoja de papel o una delgada lámina metálica, se las denominaron radiaciones α y a otras más penetrantes, radiaciones β. Se comprobó que estos rayos, que podían ser desviados por un campo magnético, son de naturaleza corpuscular. Más tarde se reconoció que las partículas α son núcleos de helio y que las partículas β son electrones. Otro tipo de radiación, a la que se denominó Rayos que no se desvía en presencia de un campo magnético, fue identificada con la emisión de radiación electromagnética o fotones. También se detectaron partículas con propiedades idénticas a las pero cuya desviación en un campo magnético indicaba que tenían carga positiva. A éstas se las llamó +, y a las anteriores, para diferenciarlas, -. En la figura 2.4 se muestra un esquema representativo de la penetración de la radiación. Figura 2.4 Intensidad de penetración de la radiación a través de los diferentes materiales. Interesa la penetración de la radiación en la materia fundamentalmente por dos motivos: Primero, porque las interacciones entre la radiación y la materia permiten diseñar instrumentos para medir sus características. Segundo, porque la radiación tiene efectos sobre los sistemas biológicos. Estos efectos pueden ser dañinos o terapéuticos. Entonces, es necesario por un lado conocer cómo proteger a los 25 organismos de las fuentes de radiación y por el otro cómo utilizarlas con los cuidados adecuados. En la tabla 2.1 se muestran algunas propiedades generales de los tipos de radiación emitida por núcleos radiactivos. Radiación α Tabla 2.1 Naturaleza y penetración de la radiación Penetración en Naturaleza Carga aire Núcleo de Helio (2protones y +2e ≈ centímetros 2neutrones) Penetración en sólidos ≈ micrómetros β Electrón -1e ≈ metros ≈ milímetros γ Radiación electromagnética 0 ≈ 100 metros ≈ centímetros/ metros LEY DEL DECAIMIENTO EXPONENCIAL: Cuando tiene lugar una desintegración radiactiva, el núcleo que la sufre se transforma en otro núcleo a la vez que emite la partícula α, β y rayos γ. Por ejemplo, en el caso de una desintegración α, el núcleo residual (que queda después de la desintegración) tendrá 2 protones (p+) menos y 2 neutrones (n0) menos que el núcleo original. En símbolos: 𝐴 𝑍𝑋 → 𝐴−4 𝑍−2𝑋 +𝛼 En una muestra de un material radiactivo se irá modificando la cantidad de núcleos de la sustancia original, ya que a medida que se vayan produciendo las desintegraciones radiactivas irá disminuyendo dicho número de núcleos. Interesa conocer la ley de decaimiento, es decir, una expresión matemática que permita predecir la cantidad de núcleos de una sustancia radiactiva en función del tiempo. En principio, la ley de decaimiento o desintegración radiactiva es independiente del tipo (α, β o γ) de radiación que se trate. Se ha observado que la desintegración radiactiva responde a las leyes estadísticas y sus propiedades son independientes de cualquier influencia del entorno tales como presión, temperatura, campos eléctricos o magnéticos y reacciones químicas. Para precisar más, es una propiedad característica de cada nucleído en particular. Considerando una muestra formada por átomos de un elemento radiactivo, en instantes de tiempo estadísticamente al azar, se producirán desintegraciones radiactivas. 26 Esto ocurrirá con una probabilidad, que es propia del nucleído considerado. Se define entonces una constante de desintegración, que es la probabilidad de que un núcleo se desintegre en la unidad de tiempo. Se la denota con la letra y su unidad es una inversa del tiempo, por ejemplo: segundo-1 (s-1), minuto-1 (min-1), año-1 (a-1). Se considera una muestra de material radiactivo tal que en el instante t t0, contiene N0Nt0 núcleos. En el transcurso de un intervalo de tiempo t a partir de t0, se producirán algunas desintegraciones radiactivas, de modo que en el instante t t0t ya no se tienen N (0) núcleos de la sustancia original sino un número menor Nt. La diferencia N entre Nt y Nt0 corresponde al número de núcleos que se han desintegrado. Como esa diferencia es un número negativo, entonces N es el número de desintegraciones ocurridas en el lapso t. Figura 2.5 Decaimiento radiactivo: los núcleos “blancos” aún no se han desintegrado; los “negros” sí. Se calcula a continuación la probabilidad de desintegración en el intervalo t a partir de tt0. Por una parte, si es la probabilidad de desintegración en la unidad de tiempo, la probabilidad de desintegración en t es: 𝜆𝛥𝑡 ( 2.1) (1) Por el otro, se puede expresar la probabilidad de desintegración en t como: Número de casos favorables −∆𝑁 = Número de casos posibles N0 27 ( 2.2) Dónde: el numerador N es el número de desintegraciones efectivamente producidas en t y el denominador es N0, porque cualquiera de los N0 núcleos presentes al tiempo t0 pudo haberse desintegrado. Al igualar las expresiones (2.1) y (2.2), se tiene: λΔt = −ΔN 𝑁0 ( 2.3) Si tomamos un intervalo de tiempo infinitesimal a partir de un instante cualquiera, la expresión anterior se expresa: 𝜆. 𝑑𝑡 = dN N ( 2.4) Integrando en ambos miembros y operando se obtiene la ley general de la desintegración radiactiva: N(t) = 𝑁0 e−𝜆𝑡 ( 2.5) Esta expresión permite calcular el número N de núcleos de una sustancia radiactiva presentes al tiempo t, conociendo cuántos había en el instante t0. N/N0 1,00 0,50 1/e 0,20 0,10 0 0 T 2T 3T 4T 5T 6T TIEMPO Figura 2.6 Relación entre el número de nucleídos de una sustancia radiactiva y el tiempo; es decir, N t No 28 PERÍODO DE SEMI-DESINTEGRACIÓN, DESINTEGRACIÓN O PERÍODO (T): SEMIPERÍODO DE El período T es el tiempo que debe transcurrir para que el número de núcleos de una sustancia radiactiva en una muestra se reduzca a la mitad de su valor inicial, es decir: N (T) = 𝑁0 ( 2.6) 2 Si se reemplaza en la ley general de la desintegración tT, se hallará la relación entre T y : N (T) = 𝑁0 𝑒 −𝜆𝑇 𝑁0 = 𝑁0 𝑒 −𝜆𝑇 2 ⇒ Operando: 1 = 𝑒 −𝜆𝑇 ⇒ 2 T= ln 2 λ = − ln 2 = −λT 0.693 ( 2.7) λ Tabla 2.2 Valores indicativos del período de semidesintegración Nucleído Radiactivo Período T Constante de Desintegración λ 238 92U 4,5.109 años 4,9.10-18 s-1 86 26Ra 1620 años 1,3.10-11 s-1 131 9253I 8,05 días 10,0.10-7 s-1 33 76As 26,5 horas 7,3.10-6 s-1 218 84Po 3,05 minutos 3,78.10-3 s-1 218 85At 3,05 minutos 0,4 s-1 214 84Po 1,64.10-4 segundos 4,23.10-3 s-1 ACTIVIDAD: Se había señalado que N es el número de núcleos que se desintegran en el tiempo t. Entonces (-dN/dt) es el número de núcleos s que se desintegran en la unidad de 29 tiempo. Esta magnitud que puede entenderse como una velocidad de desintegración, se llama actividad, y se la denota con la letra A. 𝐴=− 𝑑𝑁 𝑑𝑡 Se deduce de la (2.5) que: 𝑑𝑁 = 𝑁𝑜 𝑒 −𝜆𝑡 (−𝜆) = −𝜆𝑁 𝑑𝑡 Entonces la actividad también puede expresarse como: 𝐴 = 𝜆𝑁 Como N es función del tiempo, también lo será A: 𝐴(𝑡) = 𝜆𝑁 = 𝜆𝑁0 𝑒 −𝜆𝑡 Definiendo N0 A0 como la actividad al instante inicial t0, se obtiene: 𝐴(𝑡) = 𝐴0 𝑒 −𝜆𝑡 ( 2.8) Se observa que la actividad sigue una ley exponencial idéntica formalmente a la ecuación 2.3. La actividad se puede presentar medida en unidades inversas del tiempo, por ejemplo como “desintegraciones/ segundo”. La unidad derivada del Sistema Internacional de Unidades que mide la actividad radiactiva es el becquerel o becquerelio. Un becquerel se define como la actividad de una cantidad de material radioactivo con decaimiento de un núcleo por segundo: 1 𝐵𝑞 = 1 𝑑𝑒𝑠𝑖𝑛𝑡𝑒𝑔𝑟𝑎𝑐𝑖ó𝑛 𝑠 Dado que 1 Bq es una cantidad muy pequeña de actividad es muy frecuente el uso de los múltiplos del mismo, por ejemplo, MBq, GBq, TBq, etc. Durante mucho tiempo se utilizó otra unidad de actividad llamada Curio o Curie. El Curie, cuya abreviación es Ci, es una unidad de radiactividad definida como la cantidad de cualquier nucleído radiactivo que produce 3,7 x1010 desintegraciones por segundo. Se puede escribir entonces: 1 𝐶𝑖 = 3,7 × 1010 𝐵𝑞 30 ACTIVIDAD Y MASA: La actividad de una muestra radiactiva es proporcional al número de núcleos presentes (AN) y por lo tanto es proporcional a la masa de la sustancia radiactiva. En efecto, si se escribe la masa en términos del número de átomos resulta: 𝑃𝐴 𝑚=𝑁 𝑁𝐴 Donde, PA es el peso atómico del nucleído activo y NA es el número de Avogadro. Entonces, se puede relacionar directamente la actividad con la masa de la siguiente manera: 𝑃𝐴 𝐴 𝑃𝐴 𝐴 = 𝜆𝑁 = 𝜆𝑚 ⇒ 𝑚= 𝑁𝐴 𝜆 𝑁𝐴 En la ecuación m se refiere sólo a la masa correspondiente a los núcleos que no se han desintegrado de la sustancia activa bajo estudio y no a la masa de todos los átomos de una sustancia radiactiva. Esta no podría determinarse experimentalmente por métodos simples, por ejemplo pesándola, porque al pesar la muestra se determinaría tanto los núcleos de la sustancia original como los de aquella en los que ésta se convierte después de la desintegración. Ejemplo: Cálculo de la actividad de 1 mg de 51Cr sabiendo que el período es T = 27,8 días. Los datos son: 𝑚 = 1, 𝑚𝑔 = 10−3 𝑔 𝑁𝐴 = 6.02 × 10−3 𝑔 𝑃𝐴 = 51 𝑔 Cálculo de λ en s-1 𝜆= ln 2 0,693 = = 2,38 × 10−7 𝑠 −1 𝑇 27,8 ∙ 24 ∙ 3600 𝑠 Cálculo de A: 𝑁𝐴 6,02 × 1023 1 −7 −1 −3 𝐴 = 𝜆𝑚 = 2,88 × 10 𝑠 ∙ 10 𝑔 = 3,04 × 1012 = 3,04 × 1012 𝐵𝑞 𝑃𝐴 51 𝑔 𝑠 ACTIVIDAD ESPECÍFICA: La actividad específica de una muestra de sustancia radiactiva es la actividad de dicha muestra dividida por su masa y se expresa en Bq/g. 31 𝐴𝑒 = 𝐴 𝑚 MEDICIÓN DE LA ACTIVIDAD: Existen instrumentos, detectores de la radiación, que se usan para medir la actividad de fuentes radiactivas. Figura 2.7 Esquema de medición de la actividad de fuentes radiactivas 𝐴𝑚 = 𝐶 ∙ 𝐴 Dónde: Am= actividad medida C= factor de eficiencia (< que la unidad) A= actividad absoluta Cuando se efectúa una medición con un determinado instrumento y en condiciones particulares de trabajo, se dice que se mide la actividad de una fuente radiactiva con una eficiencia del “tanto” por ciento. Las actividades absolutas se expresan en Bq (desintegraciones/unidad de tiempo). Las actividades medidas se expresan habitualmente en cuentas/unidad de tiempo (comúnmente cuentas por minuto) y el factor C queda expresado en cuentas/desintegraciones. Hay otra consideración a destacar en relación a la medición de actividad. Cuando se coloca un detector frente a una fuente radiactiva es imposible evitar el ingreso de la radiación proveniente de otras fuentes, naturales o artificiales, denominada radiación de fondo. Esta radiación, no deseada a los fines de la medición, puede disminuirse tomando los recaudos pertinentes pero en ningún caso puede anularse por completo. No obstante 32 el fondo de radiación puede medirse en ausencia de la fuente bajo medición y, al medir la actividad de ésta, se lo resta para obtener la actividad propia de la fuente. TRANSFORMACIONES RADIACTIVAS SUCESIVAS: En muchos casos, al desintegrarse una sustancia radiactiva la especie nuclear que se produce es también radiactiva. Se llama sustancia madre a la primera, y sustancia hija a la segunda. A su vez, la hija también puede generar una nueva sustancia radiactiva y así sucesivamente se forma una cadena o serie radiactiva, que representamos: 𝑋1 → 𝑇1 𝑋2 → 𝑇2 𝑋3 ⋯ ⋯ 𝑋𝑛−1 → 𝑇𝑛−1 𝑋𝑛 (𝑒𝑠𝑡𝑎𝑏𝑙𝑒) En la cadena representada la madre tiene un período T1 la hija un período T2 y la cadena finaliza cuando se origina un nucleído estable Xn. Un ejemplo gráfico interesante es la cadena radiactiva a partir 218Po, figura 2.8, cuyo período es de 3,03 minutos, que decae en 214Pb, cuyo período es de 26,8 minutos, el cual a su vez decae en 214Bi, con período de 19,7 minutos, el que decae en 210Pb, con un período de 22 años. Figura 2.8 Ejemplo de cadena radiactiva Se ve que la sustancia madre decae exponencialmente, la hija crece desde cero pasa por un máximo y luego decae, la nieta sigue una evolución similar a la hija y la bisnieta crece exponencialmente dado que casi no se desintegra en el lapso graficado. 33 2.7 TIPOS DE DESINTEGRACIÓN RADIACTIVA DESINTEGRACIÓN ALFA: Son flujos de partículas cargadas positivamente compuestas por dos neutrones y dos protones (núcleos de 42𝐻𝑒 helio). Son desviadas por campos eléctricos y magnéticos. Debido a que la masa y el volumen de las partículas a son relativamente elevados, estas radiaciones viajan a una velocidad menor que las radiaciones Beta o Gamma, por lo tanto, tienen un poder de penetración bajo, aunque son muy ionizantes (energéticas). Fueron descubiertas por Rutherford, quien hizo pasar partículas alfa a través de un fino cristal y las atrapó en un tubo de descarga. Este tipo de radiación la emiten núcleos de elementos pesados situados al final de la tabla periódica (A >100). Estos núcleos tienen muchos protones y la repulsión eléctrica es muy fuerte, por lo que tienden a obtener N aproximadamente igual a Z, y para ello se emite una partícula alfa. En el proceso se desprende mucha energía, que se convierte en la energía cinética de la partícula alfa. Las partículas α emitidas por distintos nucleídos tienen distintas energías cinéticas, las que son propias del emisor. Esas energías pueden ser determinadas en función de la distancia que las partículas son capaces de recorrer en un determinado medio, la que se llama alcance. Como ilustración se puede decir que para detener una partícula α son necesarios unos centímetros de aire, una hoja de papel o una lámina de aluminio de 0.004 cm de espesor. Las energías de las partículas están aproximadamente entre 4 MeV y 9 MeV. Esta variación es pequeña. Sin embargo los períodos de semi-desintegración varían entre 1,4. 1010 años y 3. 10-7 s. Además, los nucleídos de vida más larga emiten partículas de menor energía. Por otra parte, cuando se bombardean núcleos emisores con partículas de distintas energías se encuentra que la partículas no penetran sino que se dispersan, lo que indica que hay una barrera de potencial; en cambio, sí son emitidas con cierta probabilidad dada por , lo que sugiere que están en un pozo de potencial. DESINTEGRACIÓN BETA: Son flujos de electrones (beta negativas) o positrones (beta positivas) resultantes de la desintegración de los neutrones o protones del núcleo cuando éste se encuentra en un estado excitado. Es desviada por campos magnéticos. Es más penetrante, aunque su poder de ionización no es tan elevado como el de las partículas alfa. Por lo tanto, cuando un átomo expulsa una partícula beta, su número atómico aumenta o disminuye una unidad (debido al protón ganado o perdido). Existen tres tipos de radiación beta: la 34 radiación beta-, que consiste en la emisión espontánea de electrones por parte de los núcleos; la radiación beta+, en la que un protón del núcleo se desintegra y da lugar a un neutrón, a un positrón o partícula Beta+ y un neutrino, y por último la captura electrónica que se da en núcleos con exceso de protones, en la cual el núcleo captura un electrón de la corteza electrónica, que se unirá a un protón del núcleo para dar un neutrón. Las partículas son más penetrantes que las y a modo indicativo puede decirse que su alcance en aire puede ser de 1000 cm. A diferencia de las partículas , para un dado emisor no hay una energía bien definida de las partículas emitidas ni grupos de partículas de distintas energías bien definidas. Por el contrario, aparece un espectro continuo de energía que tiene un valor máximo. Es decir, cuando un nucleído produce una desintegración el electrón emitido puede tener cualquier energía menor que un cierto T máx, figura 2.9. Figura 2.9 Espectro de energía en la emisión β. Para interpretar el espectro continuo y no contradecir la presencia de niveles discontinuos de energía en el núcleo, Fermi (1930) consideró que en la emisión se emite también una partícula neutra de masa despreciable llamada neutrino (). Veamos cómo se transforma un nucleído cuando sufre una desintegración : 𝛽 − : 𝐴𝑍𝑋 → 𝐴 𝑍−1𝑌 + 𝑒− + 𝑣 𝛽 + : 𝐴𝑍𝑋 → 𝐴 𝑍−1𝑌 + 𝑒+ + 𝑣 35 Captura electrónica: 𝐴 𝑍𝑋 𝐴 𝑍−1𝑌 + 𝑒− → + 𝑣 Los tres procesos de desintegración -, + y captura electrónica, se llaman transformaciones isobáricas porque no involucran cambios en el número másico, sólo cambia el número atómico. A modo de ejemplo en la figura 2.10 se presenta el esquema del caso simple de decaimiento del Cu64. Este emite un electrón y un positrón habiendo simultáneamente la posibilidad de captura electrónica. El 39% de las desintegraciones corresponde a la emisión con energía máxima de 0,57 MeV. El 19% de las desintegraciones corresponde a la emisión + con energía máxima 0,66 MeV. Hay un 42% de captura electrónica. Una pequeña fracción de estos núcleos (0,5%) en lugar de llegar al estado más bajo de energía del núcleo hijo, llega a un estado excitado del que el nucleído decae emitiendo radiación gamma. 64Cu (O,5%)CE 1,34 (19%) + 0,66 MeV (42%) CE (39%) - 0,57 MeV 64Zn 64Ni Figura 2.10 Esquema del decaimiento del Cu64. DESINTEGRACIÓN GAMMA: Se trata de ondas electromagnéticas. Es el tipo más penetrante de radiación. Al ser ondas electromagnéticas de longitud de onda corta, tienen mayor penetración y se necesitan capas muy gruesas de plomo u hormigón para detenerlas. En este tipo de radiación el núcleo no pierde su identidad, sino que se desprende de la energía que le sobra para pasar 36 a otro estado de energía más baja emitiendo los rayos gamma, o sea fotones muy energéticos. Este tipo de emisión acompaña a las radiaciones alfa y beta. Por ser tan penetrante y tan energética, éste es el tipo más peligroso de radiación. Las leyes de desintegración radiactiva, descritas por Frederick Soddy y Kasimir Fajans, son: - Cuando un átomo radiactivo emite una partícula alfa, la masa del átomo (A) resultante disminuye en 4 unidades y el número atómico (Z) en 2. - Cuando un átomo radiactivo emite una partícula beta, el número atómico (Z) aumenta o disminuye en una unidad y la masa atómica (A) se mantiene constante. - Cuando un núcleo excitado emite radiación gamma, no varía ni su masa ni su número atómico: sólo pierde una cantidad de energía hν (donde "h" es la constante de Planck y "ν" es la frecuencia de la radiación emitida). Las dos primeras leyes indican que, cuando un átomo emite una radiación alfa o beta, se transforma en otro átomo de un elemento diferente. Este nuevo elemento puede ser radiactivo y transformarse en otro, y así sucesivamente, con lo que se generan las llamadas series radiactivas. Este tipo de radiación electromagnética, constituida por fotones, es producida generalmente por elementos radiactivos o por procesos subatómicos como la aniquilación de un par positrón-electrón. También se genera en fenómenos astrofísicos de gran violencia. Debido a las altas energías que poseen, los rayos gamma constituyen un tipo de radiación ionizante capaz de penetrar en la materia más profundamente que la radiación alfa y la beta. Pueden causar grave daño al núcleo de las células, por lo cual se usan para esterilizar equipos médicos y alimentos. La energía de esta naturaleza se mide en megaelectronvoltios (MeV). Un MeV corresponde a fotones gamma de longitudes de onda inferiores a 10-11 m o a frecuencias superiores a 1019 Hz. Los rayos gamma se producen por desexcitación de un nucleón de un nivel o estado excitado a otro de menor energía y por desintegración de isótopos radiactivos. Se diferencian de los rayos X en su origen. Éstos se generan a nivel extranuclear, por fenómenos de frenado electrónico. Ejemplo: 113mln → 113𝑚ln + 𝛾 𝑒𝑙 𝑝𝑒𝑟í𝑜𝑑𝑜 𝑑𝑒 𝑠𝑒𝑚𝑖𝑑𝑒𝑠𝑖𝑛𝑡𝑒𝑔𝑟𝑎𝑐𝑖ó𝑛 𝑒𝑠 𝑇 = 105 𝑚𝑖𝑛. 37 Figura 2.11 Esquema de decaimiento del 113mln. FISIÓN ESPONTÁNEA: Es conveniente referirnos a otro mecanismo, distinto de los tres tipos de desintegración radiactiva, por el cual un nucleído puede cambiar espontáneamente. Se trata de la fisión espontánea. La fisión espontánea consiste en la división no inducida de un núcleo en dos nucleídos, llamados fragmentos de fisión, con una emisión simultánea de uno o más neutrones. Si el núcleo que se va a fisionar tiene un número másico A, al dividirse da lugar a dos fragmentos de números másico A1 y A2 (distintos por lo general) y a la vez libera un pequeño número de neutrones que llevan parte de la energía debida a la fisión. Por ello, las especies nucleares que pueden sufrir fisiones espontáneas se pueden utilizar como fuentes de neutrones para realizar experiencias en las que se requiere bombardear un blanco con neutrones. Dado que es imposible predecir los tamaños de los dos fragmentos resultantes de la fisión, se determinan tamaños promedio; consecuentemente el número de neutrones liberados en cada fisión individual es variable y se determina en un valor promedio. Estos neutrones se emiten en el mismo instante que se produce la fisión y por eso se llaman de “correlación temporal” o instantáneos. Este fenómeno ocurre para nucleídos de gran tamaño, con número másico A grande, superior a 230. Se conocen al menos 35 radios nucleídos que sufren fisión espontánea (FE) como un posible modo de desintegración. 38 Figura 2.12 Esquema de un proceso de fisión. 2.8 INTERACCIÓN DE LA RADIACIÓN CON LA MATERIA Cuando los fotones y partículas cargadas (agrupados bajo la denominación común de radiación) inciden sobre la materia e interactúan con los núcleos o con los electrones atómicos, se conoce como interacción de la radiación con la materia. Los mecanismos de interacción son diferentes si se trata de las radiaciones de neutrones y fotones (neutros eléctricamente) y las constituidas por partículas cargadas (electrones, protones, partículas alfa, etc.). Las radiaciones de neutrones y fotones, debido a la gran variedad de interacciones que producen y a su capacidad de penetración en la materia, son las de mayor interés. Las partículas neutras presentan la propiedad de interactuar con los electrones atómicos (fotones) y con los núcleos (fotones y neutrones) en un solo proceso, desapareciendo luego del haz original. Las partículas cargadas, en cambio, lo hacen básicamente vía interacción coulombiana tanto con electrones como con núcleos atómicos, en procesos de múltiples etapas. INTERACCIÓN DE PARTÍCULAS CARGADAS CON LA MATERIA: La radiación puede analizarse en base a los efectos que produce al atravesar la materia, los que dependen del tipo de radiación y de la energía de la misma. Por ejemplo, cuando la radiación, partícula o fotón, arranca uno o más electrones orbitales de los átomos de la sustancia que atraviesa se produce la ionización de los mismos. Esta ionización, relacionada con la energía de la radiación incidente, puede medirse fácilmente expresando su intensidad mediante el número de pares iónicos, o sea de 39 pares electrón-ión positivo, formados por unidad de recorrido del haz, lo que se conoce como ionización específica. La radiación, al atravesar la materia, interactúa con ésta perdiendo energía en cada proceso de interacción. A la mínima distancia necesaria para detener la radiación se la denomina alcance. Éste es un concepto de gran utilidad para el estudio de haces de partículas cargadas que tienen un alcance bien definido en la materia ya que pierden energía en interacciones sucesivas. El número necesario de interacciones para detener las partículas depende, en una sustancia dada, de la energía inicial. En cambio la radiación electromagnética no tiene alcance definido. Los fotones sufren choques menos frecuentes y en ellos son absorbidos o dispersados del haz. Por esta razón, en lugar de hablar de alcance para este tipo de radiación se emplea el concepto de camino libre medio, o distancia que en promedio recorre un fotón antes de interactuar. Otra magnitud importante en el estudio de la absorción de partículas cargadas, es el poder de frenado, definido como la cantidad de energía que cada partícula pierde por unidad de distancia recorrida en el material. 𝑆(𝐸) = 𝑑𝐸𝑐 𝑑𝑥 Donde Ec es la energía cinética de la partícula. Como el poder de frenado varía con la velocidad de la partícula, resulta necesario considerar una sustancia patrón a cuyo poder de frenado se refieran los de los demás materiales. Esta relación resulta aproximadamente independiente de la velocidad de las partículas. Por ejemplo, para partículas alfa se toma como sustancia patrón el aire a 15º C y 760 mm de Hg, definiéndose en este caso el poder relativo de frenado de una sustancia como: 𝑃𝑅𝐹 = 𝐴𝐿𝐶𝐴𝑁𝐶𝐸 𝐷𝐸 𝐿𝐴 𝑃𝐴𝑅𝑇Í𝐶𝑈𝐿𝐴 𝛼 𝐸𝑁 𝐴𝐼𝑅𝐸 𝐴𝐿𝐶𝐴𝑁𝐶𝐸 𝐷𝐸 𝐿𝐴 𝑃𝐴𝑅𝑇Í𝐶𝑈𝐿𝐴 𝛼 𝐸𝑁 𝐿𝐴 𝑆𝑈𝑆𝑇𝐴𝑁𝐶𝐼𝐴 TIPOS DE INTERACCIÓN DE PARTÍCULAS CARGADAS CON LA MATERIA: La interacción de partículas cargadas con la materia tiene lugar a través de colisiones elásticas o inelásticas con núcleos atómicos, con electrones orbitales o con cargas libres. Se dice que se tiene una colisión elástica cuando la energía cinética total del sistema, o sea del conjunto de partículas que intervienen, se mantiene constante. En cambio la interacción es inelástica cuando esa energía no se conserva; o sea cuando parte de la misma se transforma en algún otro tipo de energía. En términos 40 generales las partículas cargadas interaccionan con la materia por una de las cuatro alternativas siguientes: Colisión elástica con electrones atómicos: la partícula incidente es desviada por el campo colombiano de los electrones orbitales perdiendo muy poca energía cinética en el proceso. Este tipo de interacción es importante sólo en el caso de que la radiación incidente sean electrones de baja energía (menos de 100 eV). Colisión elástica con núcleos: la partícula es desviada por la interacción con el campo coulombiano de las cargas positivas nucleares, cediendo una parte de su energía de movimiento. Ocurre también fundamentalmente con partículas beta. Colisión inelástica con electrones atómicos: parte de la energía cinética de la partícula incidente se emplea en excitar los electrones del átomo. Éstos vuelven posteriormente al estado fundamental emitiendo fotones con energías características del material excitado. Puede ocurrir también que la energía cedida sea lo suficientemente grande como para arrancar uno o varios electrones con lo cual el átomo queda ionizado formándose de esta manera un par iónico. Colisión inelástica con núcleos: la partícula incidente es acelerada o frenada por interacción con el campo coulombiano del núcleo cediendo parte de su energía que se emite como radiación electromagnética. En algunos casos, en lugar de emitirse radiación, la energía cedida por la partícula se emplea en excitar el núcleo. Cuando una partícula cargada atraviesa un medio se dan, con distintas probabilidades, algunos de los cuatro procesos indicados. En todos ellos la partícula pierde energía cinética ya sea cediéndola como tal a los electrones o al núcleo con el que interacciona y transformándola en energía de excitación, o convirtiéndola en radiación electromagnética (radiación de frenado). En general el principal proceso por el cual una partícula cargada pierde energía al atravesar la materia es la interacción con los electrones atómicos. Cuando la energía necesaria para excitar estos electrones o para extraerlos del átomo es pequeña en relación a la energía de la partícula incidente, la colisión se puede considerar elástica ya que la fracción de energía pérdida debido a la interacción con los átomos del medio absorbente es pequeña. RADIACIÓN DE FRENADO: Cuando una partícula cargada con alta energía colisiona con un núcleo atómico por interacción coulombiana se pueden producir bruscas aceleraciones de acuerdo con las leyes de la electrodinámica. Estas aceleraciones darán lugar a la emisión de radiación electromagnética de espectro continuo. Este fenómeno se conoce como radiación de frenado o “Bremsstrahlung” y constituye un importante mecanismo de pérdida de la radiación beta. 41 Absorción de partículas alfa: Las partículas alfa, que son núcleos de Helio junto con los protones (1H1), los deuterones (2H1) y los tritones He 4 2 (3H1) constituyen el grupo de partículas cargadas pesadas más comunes. Su interacción con la materia produce principalmente ionización y excitación en los átomos del absorbente, no existiendo prácticamente Bremsstrahlung. Estas partículas, emitidas por los núcleos atómicos con energías comprendidas entre los 3 y los 9 MeV son partículas no relativistas (sus velocidades están comprendidas entre 1,1 y 2,2, x 109 cm / s) que se absorben fácilmente en la materia. Una hoja de papel o algunos centímetros de aire bastan para absorber totalmente partículas alfa producidas en reacciones nucleares. Para intervalos de energías correspondientes a los radionucleidos más comunes del orden de 4 a 6 MeV, el alcance de estas partículas en aire es de unos 5 cm y 60µm en tejido biológico. Las partículas alfa tienen un bajo poder de penetración, frenadas por una simple hoja de papel, esto explica porque en forma general estas partículas no presentan riesgo importante de irradiación externa. Sin embargo, la irradiación interna, cuando las emisiones alfa alcanzan el interior del organismo vivo, tienen un riesgo elevado, debido a la intensa ionización específica asociada. Absorción de partículas beta: Las partículas beta negativas o positivas de origen nuclear, tienen velocidades que pueden llegar hasta prácticamente la velocidad de la luz. Pese a ello sus energías son menores en general que las de las partículas alfa, ya que en su mayoría no alcanzan los 4 MeV. Estas altas velocidades obligan a tratar la radiación beta en forma relativista. Las partículas beta son mucho más penetrantes que las alfa. Para tener una idea comparativa hay que tener en cuenta que una partícula alfa, de 3 MeV, tiene un alcance de 2,8 cm en aire en condiciones patrón y produce alrededor de 4000 pares iónicos por mm de recorrido, mientras que una partícula beta de igual energía tiene un alcance en aire de más de 1000 cm y sólo produce 4 pares iónicos por ms. Su poder de penetración permite emplear absorbentes sólidos que resultan más prácticos que el aire. Se usan láminas de aluminio, oro y mica que se sitúan ente la fuente beta y un detector de ventana adecuadamente fina. Las partículas beta experimentan cambios significativos en la dirección de su trayectoria en cada colisión hasta el punto que pueden llegar colisiones con ángulos de difusión mayor a 90 grados, fenómeno que recibe el nombre de retrodispersión. El número de partículas que sufre retrodispersión crece con el número atómico del absorbente y su espesor. En este último caso, se llega a un grosor de absorbente a partir del cual se mantiene constante la fracción de partículas retrodispersadas. A este espesor de materia se lo denomina espesor de saturación. 42 2.9 INTERACCIÓN DE LA RADIACIÓN ELECTROMAGNÉTICA CON LA MATERIA Las radiaciones electromagnéticas gamma y los rayos X abarcan fotones con longitudes de onda menores que 1 Å, aunque este límite es muy elástico La única forma de interpretar adecuadamente la interacción de la radiación electromagnética con la materia es a través de su comportamiento corpuscular. Un haz monocromático está compuesto por fotones, o corpúsculos de energía, características principales son: - Energía 𝐸 =ℎ∙𝑣 = ℎ𝑐 𝜆 Dónde: h= (constante de Planck)= 6.626 10-34 J s. ν= frecuencia λ= longitud de onda c= velocidad de la luz= 3 x10 8m/s - Masa 𝑚= 𝐸 ℎ∙𝑣 = 2 𝑐2 𝑐 El paso de la radiación electromagnética por la materia se caracteriza, por una ley de absorción exponencial: 𝐼(𝑥) = 𝐼0 𝑒 −𝜇𝑥 Donde I es la intensidad de la radiación y μ es el coeficiente de absorción o atenuación lineal. Por razones históricas la nomenclatura de la radiación gamma difiere de la empleada en interacciones con neutrones, empleándose μ en lugar de Σ. 𝜇 =𝑁∙𝜎 = 1 = ∑ 𝜆 Donde N = número de núcleos del absorbente por unidad de volumen, σ: sección eficaz de absorción y λ: camino libre medio de la radiación en la sustancia. A diferencia de las partículas cargadas, que tienen alcances definidos relacionados con su energía inicial, la radiación electromagnética no presenta esta propiedad al atravesar la materia. Los fotones que componen el haz sufren choques efectivos mucho menos frecuentes que las partículas y son absorbidos por los átomos arrancando electrones o son dispersados cediendo energía a los electrones atómicos. O sea van desapareciendo a lo largo de la trayectoria del haz en la materia o son eliminados por dispersión. 43 Para los fotones se puede hablar de un libre camino medio recorrido por el fotón antes de ser absorbido o dispersado. Este valor corresponde a la distancia media que alcanza antes de desaparecer por alguno de los caminos antes mencionados y es igual al espesor para el cual la intensidad del haz se reduce a 1/e de su valor inicial. Una magnitud de uso común para expresar la atenuación de un haz de radiación γ es el semiespesor, o sea, el ancho de absorbente necesario para reducir la intensidad a la mitad (HVL). ln 𝐼 Y haciendo 𝐼 = 0 1 2 , queda 𝜇 = 0,693 𝑥1⁄ 𝐼 = − 𝜇𝑥 𝐼0 donde x1/2 es el semiespesor (HVL). 2 𝐻𝑉𝐿 = 0,693 𝜇 Existen 3 mecanismos principales de absorción de los rayos γ por la materia: - Absorción o efecto fotoeléctrico - Dispersión Compton - Producción de pares Cada uno de ellos puede caracterizarse por un coeficiente de absorción o por una sección eficaz. El coeficiente de absorción total, μ, es la suma de los coeficientes correspondientes a los tres procesos. Ahora bien, tanto μ como los μi dependen de la energía de los rayos γ incidentes y de la naturaleza del material absorbente, por lo que requieren cálculos separados y concretos. Cada uno de los tres mecanismos predomina, para un dado material, en determinado rango de energía de la radiación incidente. 44 120 Z DEL ABSORBENTE 100 PRODUCCION DE PARES DOMINANTES EFECTO FOTOELECTRICO DOMINANTE 80 60 40 EFECTO COMPTON DOMINANTE 20 0 0,01 0,05 0,1 0,5 1 5 10 50 100 E (MeV) Figura 2.13 Importancia relativa de los tres tipos principales de interacción de la radiación con la materia. EFECTO FOTOELÉCTRICO: Los fotones tienen una energía característica determinada por la frecuencia de onda de la luz. Si un átomo absorbe energía de un fotón y tiene más energía que la necesaria para expulsar un electrón del material y además posee una trayectoria dirigida hacia la superficie, entonces el electrón puede ser expulsado del material. Si la energía del fotón es demasiado pequeña, el electrón es incapaz de escapar de la superficie del material. Los cambios en la intensidad de la luz no modifican la energía de sus fotones, tan sólo el número de electrones que pueden escapar de la superficie sobre la que incide y por tanto la energía de los electrones emitidos no depende de la intensidad de la radiación que le llega, sino de su frecuencia. Si el fotón es absorbido, parte de la energía se utiliza para liberarlo del átomo y el resto contribuye a dotar de energía cinética a la partícula libre. En principio, todos los electrones son susceptibles de ser emitidos por efecto fotoeléctrico. En realidad los que más salen son los que necesitan menos energía para ser expulsados y, de ellos, los más numerosos. Para analizar el efecto fotoeléctrico cuantitativamente utilizando el método derivado por Einstein es necesario plantear las siguientes ecuaciones: Energía de un fotón absorbido = Energía necesaria para liberar 1 electrón + energía cinética del electrón emitido. 1 2 Algebraicamente: ℎ𝑓 = ℎ𝑓0 + 2 𝑚𝑣𝑚 Se puede escribir como: ℎ𝑓 = ∅ + 𝐸𝑘 45 Donde h es la constante de Planck, f0 es la frecuencia de corte o frecuencia mínima de los fotones para que tenga lugar el efecto fotoeléctrico, Φ es la función trabajo, o mínima energía necesaria para llevar un electrón del nivel de Fermi al exterior del material y Ek es la máxima energía cinética de los electrones que se observa experimentalmente. Nota: Si la energía del fotón (hf) no es mayor que la función de trabajo (Φ), ningún electrón será emitido. Si los fotones de la radiación que inciden sobre el metal tienen una menor energía que la de función de trabajo, los electrones del material no obtienen suficiente energía como para emitirse de la superficie metálica. La probabilidad de absorción fotoeléctrica es tanto mayor cuanto más ligado esté el electrón, por lo que este tipo de interacción se da en un 80% de las veces con partículas de la capa K. Este mecanismo de interacción de fotones con la materia es el dominante cuando la energía de los rayos γ es baja. En resumen el efecto fotoeléctrico es sumamente importante en la absorción de radiación γ de baja energía por materiales pesados. Figura 2.14 Mecanismo de interacción de los fotones con la materia EFECTO COMPTON: A medida que la energía de la radiación incidente aumenta, su longitud de onda decrece y hay una mayor tendencia a interactuar con los electrones individuales y no con el átomo en su conjunto como en el caso del efecto fotoeléctrico. Los fotones muy energéticos “ven” a los electrones orbitales exteriores, débilmente ligados, prácticamente como partículas libres y la interacción puede considerarse como una colisión elástica entre un fotón y un electrón libre. 46 Por lo explicado anteriormente, el fotón no puede absorberse totalmente existiendo por lo tanto un fotón dispersado que se mueve en dirección distinta a la del cuanto original, con una energía y una cantidad de movimiento también diferente. La conservación de estas magnitudes para el sistema en su conjunto la garantiza el electrón que dispersa el fotón retrocediendo con la velocidad y en la dirección apropiadas. Este proceso, conocido como efecto Compton, constituye el mecanismo de absorción más importante para radiación γ con energías entre los 0,5 y los 10 MeV. Una característica destacada del mismo es que la radiación difundida tiene una longitud de onda que depende del ángulo de difusión y que es mayor que la del haz incidente. Figura 2.15 Mecanismo de interacción del Compton. El electrón recibe la energía mínima en una colisión donde el fotón mantiene su frecuencia y dirección original y la energía máxima cuando el fotón dispersado retrocede. En un absorbente grueso, algunos fotones que han sufrido dispersión pueden ser dispersados nuevamente, produciéndose un proceso de dispersión múltiple. Este aspecto tiene importancia en el cálculo de blindajes. CREACIÓN DE PARES: Este tercer mecanismo de absorción de la radiación electromagnética por la materia aparece cuando la energía de los fotones incidentes alcanza al doble de la energía en reposo de los electrones, o sea cuando creciendo a partir de allí su importancia con el aumento de la energía de la radiación gamma. Consiste en la creación de un par electrón-positrón a partir de un fotón que desaparece en la interacción. Este proceso debe tener lugar en el campo eléctrico existente en la vecindad de un núcleo al que se le entrega cierta energía de retroceso y cierta cantidad de movimiento de forma tal que se cumplan los respectivos principios de conservación. 47 ℎ𝑣 = 2 × 0,511 𝑀𝑒𝑉 = 1,022 𝑀𝑒𝑉 La relación de energías en la creación de pares es ℎ𝑣 = 2𝑚0 𝑐 2 + 𝐸𝑐+ + 𝐸𝑐− Donde Ec+ es la energía cinética del positrón y Ec- la energía cinética del electrón. Este proceso tiene importancia a energías elevadas y con elementos pesados. Cuando Eγ = 4,75 MeV la contribución de la formación de pares y del efecto Compton al coeficiente total de absorción μ se iguala. A partir de allí el primer mecanismo predomina. La creación de pares está estrechamente ligada con la aniquilación electrón-positrón. Cuando este último es creado va perdiendo velocidad por colisiones sucesivas los átomos hasta quedar prácticamente en reposo. En ese momento puede interactuar con un electrón que se encuentra en el mismo estado desapareciendo ambas partículas y dando lugar a dos fotones, cada uno de 0,511 MeV, que se mueven en direcciones opuestas. Esta radiación secundaria, llamada radiación de aniquilamiento, acompaña normalmente la absorción de rayos gamma por la materia. Resumiendo, la radiación electromagnética es atenuada por la materia al ir eliminándose fotones del haz original en procesos únicos, principalmente por cualquiera de los tres mecanismos antes mencionados. Otras formas de interacción, como la difusión elástica de Rayleigh o la difusión por resonancia nuclear, tienen un peso mucho menor en la absorción γ. Aquellos fotones que no interactúen según cualquiera de esas alternativas emergerán del absorbente en la dirección original sin perder energía. A diferencia de las partículas alfa y beta que producen gran ionización primaria en sucesivas interacciones de las partículas con el medio, los rayos γ crean sólo un par iónico por colisión y únicamente en el caso de interacciones fotoeléctricas o Compton. Son los fotoelectrones, los electrones de retroceso y los electrones y positrones surgidos en la creación de pares los que producen gran ionización y excitación al ser frenados por la materia, por lo que para la radiación electromagnética, la ionización primaria resulta despreciable frente a la secundaria. En relación a la energía de la radiación incidente es efectivamente absorbida por el medio. En el efecto fotoeléctrico, el fotoelectrón se lleva casi toda la energía del fotón, la que es entregada al medio fundamentalmente por ionización. El remanente, equivalente a la energía de ionización del electrón arrancado (que aparece como rayos X o como energía cinética de los electrones Auger, ambos de corto alcance) es también entregada al medio. 48 Por esto en el proceso fotoeléctrico se acepta que toda la energía del rayo γ es transferida al medio por ionización o excitación. En cambio en la dispersión Compton e el electrón de rechazo el que entrega su energía al medio mientras que el fotón dispersado, de menor energía que el inicial, puede no hacerlo. De ahí que sea útil en este caso separar el coeficiente de absorción en dos, como se dijo antes: un coeficiente de dispersión y uno de absorción. Por último en la creación de pares, sólo la energía cinética del electrón y del positrón formado es transferida al medio por ionización o excitación. La otra parte de la energía original del fotón (2m 0c2) queda como energía en reposo de ambas partículas. La aniquilación del positrón da lugar a dos fotones de 0,511 MeV cada uno, que se consideran radiación dispersada, similar a la del efecto Compton. INTERACCIÓN DE NEUTRONES CON LA MATERIA: La interacción de neutrones con la materia difiere fundamentalmente de la interacción que tienen las partículas cargadas y los rayos gamma. Las interacciones entre neutrones y núcleos pueden ser de dispersión y absorción. En las primeras, el resultado de la interacción es el intercambio de energía entre las partículas que colisionan, permaneciendo libre el neutrón luego del proceso. En las reacciones de absorción el neutrón es retenido en el núcleo formándose una nueva partícula. Desde el punto de vista de los reactores nucleares las reacciones de absorción más importantes son las de captura radiactiva (con formación de un núcleo compuesto y posterior emisión radiactiva) y las de fisión. Todas las reacciones de absorción, al igual que la mayor parte de las reacciones de dispersión, se dan a través del mecanismo de formación del núcleo compuesto excitado. Cuando el núcleo compuesto es formado por la acción de neutrones incidentes pueden darse con posterioridad 3 alternativas: - Expulsión de una partícula que puede ser un neutrón (dispersión), un protón, una partícula alfa, un electrón o un positrón, etc. - Emisión de un fotón gamma, y - Fisión del núcleo. Captura radiactiva: Se denominan de este modo a las reacciones del tipo (n, γ). Se producen cuando el núcleo absorbe el neutrón y se forma un núcleo compuesto que queda excitado. El núcleo excitado emite el excedente de energía en forma de radiación gamma. El núcleo resultante puede ser radiactivo o no. En el primer caso lo más probable es que sea emisor beta negativo buscando la estabilidad alterada por la modificación de la relación A /Z causada por el neutrón absorbido. 49 Prácticamente todos los átomos, del Hidrógeno (H) al Uranio (U), exhiben captura radiactiva. En los materiales fisibles este proceso es competitivo con el de fisión. Dispersión inelástica: Cuando un neutrón rápido experimenta dispersión inelástica, en una primera etapa es absorbido por el núcleo formándose el núcleo compuesto excitado. Posteriormente es emitido un neutrón de energía cinética menor, quedando el blanco en un estado excitado. O sea, parte o toda la energía de movimiento del neutrón incidente es empleada en la excitación del núcleo blanco, el que a continuación emite uno o varios fotones denominados rayos γ de dispersión inelástica. En estos procesos la energía cinética del sistema no se conserva y como la energía cinética del blanco es en general despreciable en comparación con la del neutrón incidente, en una interacción inelástica la energía del neutrón incidente debe ser mayor que la energía del primer nivel excitado. Para elementos de número de masa medio alto, la energía mínima de excitación es del orden de 0,1 MeV. Al disminuir la masa, en general tiende a aumentar la energía de excitación, por lo que se requerirán neutrones de más energía para producir este tipo de dispersión (de unos 6 MeV para el oxígeno por ejemplo). Algunos núcleos pesados (plomo, bismuto) se comportan en este sentido como elementos livianos. La probabilidad de que tenga lugar dispersión inelástica aumenta con la energía en comparación con la probabilidad de captura radiactiva u otras alternativas posteriores a la absorción del neutrón incidente. Esto ocurre porque a medida que aumenta la energía de excitación disminuye la separación entre los niveles nucleares, o sea hay más estados excitados por intervalo de energía para ser ocupados tras la expulsión de un neutrón, a lo que corresponde una mayor probabilidad de que el núcleo compuesto emita un neutrón. Dispersión elástica: Los neutrones con energías menores a 0,1 MeV no pueden perder energía por colisiones inelásticas por lo que se vio anteriormente. Para el caso de interacciones de dispersión elástica la única condición es que satisfaga el principio de conservación de la energía cinética sin que existan limitaciones en cuanto a la forma en que se distribuye esta energía entre el neutrón y el núcleo. Hay dos alternativas para este tipo de reacción: la formación o no del núcleo compuesto. En ambos casos el núcleo bombardeado permanece en su estado fundamental y todo el proceso puede analizarse como la interacción de dos partículas clásicas donde se conserva la energía y la cantidad de movimiento. Tras un número suficiente de colisiones elásticas, la velocidad de los neutrones se reduce de tal forma que su energía cinética media se hace aproximadamente igual a la de los átomos del medio dispersante, que depende de la temperatura, y se llama energía térmica. Un neutrón en equilibrio térmico con los átomos del medio (llamado neutrón térmico) recibe y entrega energía alternativamente en colisiones con los núcleos del material pero de forma tal que la energía media de un gran número de ellos se mantiene constante. 50 Es así que los materiales más efectivos para frenar los neutrones hasta energías térmicas son los compuestos por un gran número de átomos de bajo peso atómico, como el hidrógeno. Estos materiales se llaman moderadores y serán más efectivos cuanto menor sea su sección eficaz de captura para los neutrones. Además cuanto más livianos sean los átomos del moderador, mayor energía les será transferida por los neutrones por interacción y menor será el número de choques necesarios para termalizar los neutrones. 51 2.10 BIBLIOGRAFÍA 1. NATIONAL RADIOLOGICAL PROTECTION BOARD, Living with Radiation, Published by NRPB, London, (1989). 2. UNITED NATIONS, Genetic and Somatic Effects of Ionizing Radiation (Report to the General Assembly), Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR), EEE.86. IX.9, UN, New York, (1986). 3. UNITED KINGDOM ATOMIC ENERGY AUTHORITY, Radiation: Effects and Control, Published by UKAEA, London, (1990). 4. UNITED NATIONS, Sources and Effects of Ionizing Radiation (Report to the General Assembly), Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR), E.77.IX.1, UN, New York, (1977). 5. UNITED NATIONS, Ionizing Radiation: Sources and Biological Effects (Report to the General Assembly), Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR), E.82.IX.8, UN, New York, (1982). 6. UNITED NATIONS, Sources, Effects and Risks of Ionizing Radiation (Report to the General Assembly), Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR), E.88.IX.7, UN, New York, (1988). 7. UNITED NATIONS, Sources and Effects of Ionizing Radiation, UNSCEAR 1993 Report to the General Assembly, with Scientific Annexes, E.94.IX.2, UN, New York, (1993). 8. GONZÁLEZ, A.J. y ANDERER, J., Radiaciones frente a Radiaciones: Perspectivas de la Energía Nuclear, Análisis comparativo de las radiaciones en nuestro medio ambiente, Boletín OIEA, vol. 31, Nro.2, Viena, Austria, (1989). 9. EISENBUD, M., Environmental Radioactivity: From Natural, Industrial, and Military Sources, Third Edition, Academic Press, Inc., (1987). 10. CURSO DE POST-GRADO EN PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Y SEGURIDAD NUCLEAR, Tomo 2, Autoridad Regulatoria Nuclear Argentina, República de Argentina (1998). 11. Autoridad Regulatoria Nuclear. República Argentina. "Curso de Postgrado en Protección Radiológica y Seguridad Nuclear" Tomo 1. (Radiactividad). Capítulos 5 (Interacción de la radiación con la materia). 52 CAPÍTULO 3 3. 3.1 FUENTES DE RADIACIÓN IONIZANTE INTRODUCCIÓN La protección radiológica es una disciplina científico-técnica que tiene como objetivo, permitir el aprovechamiento de las radiaciones ionizantes, en todas sus formas conocidas, con un riesgo aceptable, tanto para los individuos que la manejan como para la población en general, para las generaciones futuras y el medio ambiente. Se origina y se desarrolla de forma paralela al descubrimiento del fenómeno de la radiactividad y de los Rayos X. Más concretamente se podría decir que este desarrollo está ligado al conocimiento del daño que este tipo de radiaciones podía ocasionar en los seres vivos, poniendo de manifiesto la necesidad de establecer medidas protectoras para asegurar un nivel adecuado de protección al ser humano. 3.2 ALGUNOS DATOS HISTÓRICOS La radiactividad, que está presente de forma natural en todos los lugares de nuestro planeta y del universo y forma parte esencial de nuestro entorno, fue descubierta a finales del siglo XIX por Henri Becquerel quien descubrió, en marzo de 1896, una radiación invisible, penetrante y que era emitida espontáneamente por sales de uranio. Becquerel comprobó y demostró que esos "rayos uránicos", como él los denominó, impresionaban placas fotográficas y hacían que el aire condujera la electricidad. En 1898, Pierre y Marie Curie descubrieron otros dos elementos que emitían radiaciones parecidas. Al primero le dieron el nombre de polonio y al segundo lo llamaron radio en diciembre del mismo año. Pierre y Marie Curie caracterizaron el fenómeno que originaba dichas radiaciones y le dieron el nombre de "radiactividad". A masas idénticas, el radio, el más activo de los "radioelementos" emitía 1,4 millones de veces más radiaciones que el uranio. Poco antes, en 1895, Wilhelm Conrad Roentgen descubre de manera casual los rayos X, mientras estudiaba el comportamiento de los electrones emitidos por un tubo de crookes (tubo de rayos catódicos). Expuso las manos de su mujer a la radiación emitida y colocó debajo una placa fotográfica. El resultado fue la primera radiografía de la historia. 53 Figura 3.1 Wilhelm Conrad Röentgen, descubridor de los rayos X. A la derecha, la primera radiografía. Röentgen, fascinado por la experiencia decidió patentar el fenómeno, al cual, decidió llamar rayos X, puesto que no se explicaba muy bien su naturaleza. Después de muchos años trabajando, Röentgen murió a causa de la exposición continua a la radiación. Tan sólo unos meses después del descubrimiento de los rayos X se crearon los primeros tubos de rayos X con finalidad médica y más tarde en la guerra de Sudán de 1897, se utilizaron los primeros sistemas de visualización portátil. Durante decenios de años se practicó la radiografía en forma desordenada y sin medidas de seguridad. A comienzos de nuestro siglo los tubos de rayos X se producían masivamente y se distribuían a todos los países. Por tratarse de fenómenos recién descubiertos, cuya naturaleza ni siquiera se entendía totalmente, no se tomaban precauciones y fueron muchos los que sufrieron los efectos negativos de una exposición excesiva e incontrolada. Las personas más expuestas a estas nuevas formas de radiación fueron los médicos radiólogos que utilizaban los rayos X y los científicos que manipulaban material radiactivo, algunos de los cuales llegaron a perder sus manos a consecuencia de la radiación recibida. Prácticamente desde que se descubrieron las radiaciones ionizantes y se empezó a investigar con ellas, se identificaron una serie de efectos nocivos para el organismo (enrojecimientos de la piel, caída del cabello, entre otras). Años más tarde y en determinados casos se observó, además, el desarrollo de cánceres sobre las áreas que habían sido expuestas. Y surgió la necesidad de protegerse contra estos efectos no deseados, comenzando el desarrollo de la Protección Radiológica. Existen muchísimas anécdotas, la mayoría con un desenlace trágico, que ilustran las consecuencias de la ignorancia de los posibles efectos biológicos de la radiación. El ayudante de laboratorio del inventor de las técnicas fluoroscópicas perdió todo su cabello, sufrió quemaduras, ulceración y finalmente falleció a causa de su exposición continua a altas intensidades de rayos X. 54 Irene Curie, hija de Pierre y Marie, quien descubriera, junto con Frederic Joliot la radiactividad artificial, murió a mediados de este siglo aquejada de leucemia, seguramente un efecto biológico tardío de la radiación recibida durante su juventud. Como claro ejemplo de la ignorancia sobre los efectos de la radiación, hasta hace no muchos años, podían encontrarse zapaterías en muchos países que para promover sus ventas, ofrecían a sus clientes imágenes radiológicas "en vivo" del pie dentro del zapato. 3.3 FUENTES DE RADIACIÓN En el presente capítulo se analizan los diversos orígenes de la exposición humana a radiaciones. Se describen las principales causas de origen natural y artificial de las fuentes de radiación en diversos campos de la actividad humana. FUENTES NATURALES DE RADIACIÓN Aún antes que se desarrollara la capacidad de utilizar fuentes de radiación con fines útiles, el hombre ha estado expuesto a radiaciones ionizantes debido a la presencia de sustancias radiactivas en la tierra y la radiación de origen cósmico. 1. RADIACIÓN CÓSMICA Los procesos energéticos que ocurren en el Universo dan lugar a radiaciones de partículas de alta energía que alcanzan la atmósfera terrestre. Se la denomina Radiación Cósmica Primaria y se origina en las galaxias y en las erupciones del sol. La radiación de origen galáctico está constituida principalmente por protones, partículas alfa, algunos núcleos atómicos y electrones. La energía de estas partículas es muy elevada (hasta 1018 eV). Las radiaciones solares están constituidas principalmente por protones y partículas alfa pero de mucha menor energía. La Radiación al interactuar los elementos de la atmósfera (nitrógeno, oxigeno, argón) genera la denominada Radiación Cósmica Secundaria consistente en protones, neutrones, piones, kaones, mesones que a su vez generan diversos nucleídos llamados cosmogénicos como H3, Be7, C14 y Na22. Estas interacciones y la influencia del campo magnético terrestre hacen que la radiación que llega a la tierra sea muy diferente de la Radiación Cósmica Primaria. En la superficie terrestre la radiación cósmica presenta diferencias según la altitud y la latitud. La altitud influye por el efecto blindante de la capa atmosférica que interactúa con la radiación primaria. La latitud influye debido al campo magnético terrestre. 55 2. RADIACIÓN TERRESTRE Pueden distinguirse una Radiación Primordial existente desde el origen de la Tierra, una Radiación Cosmogénica resultante de las interacciones de la Radiación Cósmica con la atmósfera y la radiación proveniente de fuentes terrestres cuya significación radiológica ha aumentado debido a incrementos de concentración ocurridos en procesos tecnológicos (NORM). La Radiación Primordial está constituida principalmente por radioisótopos que pertenecen a tres cadenas de desintegración radiactivas originadas en U-235, U-238 y Th-232, además de otros radionucleidos importantes como Rb-87, Cd-113, In-115, Gd152, Bi-209. En la cadena del U-238 se encuentra el Ra-226 y el Ra-222. Este último y el Ra-220 son los mayores contribuyentes a la exposición humana de origen natural terrestre. Otro radionucleido importante es el K-40. Los radioisótopos que pueden encontrarse en los suelos son: - Uranio 25 Bq / kg - Torio 40 Bq / kg - Potasio-40 400 Bq / kg - Radio 48 Bq / kg - Radón 10 Bq / kg Existen diferencias significativas en la concentración de estos radionucleidos en distintas regiones del planeta. Las más altas concentraciones se encuentran en Brasil, China e India. Las diferencias pueden estar en el orden de 400 a 1. El cuerpo humano incorpora permanentemente material radiactivo de origen natural y por lo tanto se encuentran en su organismo. Para una persona de 70 kg las actividades de los distintos radioisótopos son: - Uranio 1,1 Bq - Torio 0,11 Bq - Potasio-40 4,4 Bq - Radio 1,1 Bq - Carbono-14 15 Bq 56 El Radón El Radón, por su alta incidencia en la exposición natural de las personas merece un comentario adicional. El Radón es un gas noble y por lo tanto inerte o sea no reacciona químicamente con otras sustancias. El Ra-222 se origina en el decaimiento radiactivo del Ra-226 perteneciente a la cadena del U-238. El tiempo de semidesintegración del Ra-226 es 1620 años y el del Ra-222 es de 3,8 días. Esta relación de tiempos de semidesintegración hace que el Radio sea una fuente permanente de Radón. El Radón difunde a través del suelo y los cimientos de las casas. La difusión es mayor cuando el suelo tiene bajo contenido de humedad. El Radón es un emisor alfa al igual que gran parte de sus productos de decaimiento. Son estos últimos los responsables de la exposición humana a radiación alfa. En efecto, la emisión alfa de los productos de decaimiento del Radón poseen carga eléctrica que hace que sean atraídos por las partículas de aire y de tal modo se depositen en pulmón. NORM Este término significa Naturally Ocurring Radioactive Material. Se emplea para denominar aquellos materiales que, si bien son de origen natural, la concentración de radionucleidos se encuentra aumentada respecto de los valores promedios naturales debido a procesos tecnológicos. Como ejemplo pueden citarse: áreas en las que se encuentran restos de minería de uranio; procesos de extracción de gas y petróleo en los que pueden encontrarse concentraciones incrementadas de Radón y sus productos de decaimiento; extracción y utilización con fines energéticos de combustibles fósiles que dan lugar a procesos de concentración de radionucleidos naturales. FUENTES ARTIFICIALES DE RADIACIÓN El descubrimiento de los rayos X, la radiactividad a fines del siglo 19 y las propiedades de las radiaciones ionizantes y los materiales nucleares durante el siglo 20, dio lugar a la aplicación creciente de las fuentes de radiación en muy diversos campos. APLICACIONES DE LAS RADIACIONES IONIZANTES Las radiaciones ionizantes poseen propiedades que posibilitan su aplicación en Medicina, Industria, Agricultura, Investigación, ciertos Productos de Consumo. En materia de Energía y Usos Bélicos, estas radiaciones están asociadas con los materiales y procesos nucleares que liberan energía conjuntamente con materiales radiactivos y radiaciones. 57 La radiación consiste en estructuras discretas de partículas subatómicas o fotones que transportan energía con una dada tasa de fluencia. Por otra parte la materia consiste en estructuras discretas de moléculas y átomos en los que pueden cumplirse procesos físicos, químicos y biológicos. La interacción entre la estructura de una radiación y la estructura de un objeto material puede dar lugar a modificaciones en el haz de radiación y en modificaciones de algunas de las características o propiedades del material irradiado. El empleo de fuentes de radiación puede interesar por ambos motivos: 1. Modificaciones en el haz de radiación Después que un haz de radiación interactúa con un cuerpo material contiene información sobre alguna característica del material tal como su densidad, espesor o contenido de humedad, su estructura cristalina o molecular o la presencia de determinada sustancia. En aquellos casos en que la estructura del material no es homogénea como el organismo de los seres vivos o un material de construcción, el haz de radiación modifica su estructura espacial debido a la absorción diferenciada producida por el material. Después de atravesar el material el haz de radiación contiene información resultante de esa interacción que puede traducirse en una imagen. Estas imágenes pueden tener alto valor diagnóstico para la salud de personas o animales o para la seguridad de estructuras de construcciones diversas. Las imágenes pueden ser estáticas, reveladoras de una configuración anatómica o estructural, y pueden registrarse en placas radiográficas o sistemas digitales. Las imágenes también pueden ser dinámicas, útiles para observar aspectos funcionales de un organismo y pueden registrarse mediante técnicas de cine, video o digitales. En ciertas aplicaciones las imágenes tienen valor informativo para conducir alguna intervención en el organismo como es el caso de la angiografía o ciertos procedimientos quirúrgicos. 2. Modificaciones en el material irradiado La irradiación deliberada de materia puede tener por objetivo lograr determinadas modificación en el comportamiento físico, químico o biológico. Tal es el caso de la irradiación de pacientes para tratar tumores; en este caso se utilizan campos intensos y localizados de radiación para destruir tejidos tumorales. También se pueden irradiar materiales con fines de esterilización, como el material de uso médico o alimentos para mejorar su preservación, o insectos a fin de erradicar plagas por esterilización. 58 3. Trazadores Otra aplicación útil de los radioisótopos consiste en su empleo como trazadores, es decir su dilución en un fluido para determinar su migración a través de detecciones progresivas de la radiación emitida por el radioisótopo. Un caso particular de interés es el empleo de radioisótopos para estudiar alguna propiedad funcional de determinado órgano como es el caso de la captación de yodo por parte de la tiroides. Las técnicas de Radio Inmune Análisis (RIA) consisten en la marcación de antígenos con la finalidad de detectar la presencia de ciertas sustancias en el organismo humano. Se trata de una técnica radiactiva de valor diagnóstico en la que el paciente no es irradiado. En Agricultura los radioisótopos se emplean para investigar el comportamiento de fertilizantes y otros productos agroquímicos. En Hidrología también se emplean trazadores para investigar el comportamiento de cursos de agua. 4. Materiales Nucleares En el caso de los artefactos nucleares de uso bélico ocurre algo similar, aunque en este caso la radiación puede ser también un objetivo. La detonación de artefactos nucleares genera contaminación radiactiva en el medio que ocurre. La contaminación radiactiva de la atmósfera debida a este motivo se dispersa con el tiempo en todo el planeta y se la conoce como Fallout. CARACTERÍSTICAS DE LAS FUENTES DE RADIACIÓN Las fuentes de radiación se diseñan tecnológicamente para satisfacer los requerimientos de las aplicaciones médicas, industriales, agropecuarias, energéticas, etc. La adecuada elección de una fuente depende de sus características, como se resume a continuación: 1. Disponibilidad de Fuentes de Energía Cuando no se dispone de fuentes de energía en los lugares en que las fuentes deben ser utilizadas quedan descartados los generadores de rayos X y los aceleradores de partículas, debiendo entonces emplearse fuentes radiactivas. 59 2. Irradiación Externa o Interna Los equipos de rayos X, los aceleradores de partículas, las fuentes gamma y las fuentes de neutrones constituyen opciones posibles toda vez que se requiere irradiar los materiales desde el exterior. En el caso de las fuentes gamma es conveniente que los períodos de semidesintegración no sean demasiado cortos para evitar reposiciones demasiado frecuentes de las fuentes. Por el contrario cuando es conveniente irradiar los materiales desde su interior solo pueden emplearse fuentes radiactivas. 3. Fuentes Selladas o Abiertas Para irradiar un objeto desde su interior se pueden utilizar cavidades del medio a irradiar como en el caso del organismo humano introduciendo fuentes radiactivas selladas de formas y tamaños apropiados. Si, en cambio, se desea aprovechar algunos procesos metabólicos para lograr la acumulación de material radiactivo en ciertos tejidos u órganos deben emplearse fuentes radiactivas abiertas. 4. Tiempos de Semidesintegración Cuando se incorporan materiales radiactivos en el cuerpo humano que han de seguir procesos metabólicos deben elegirse radioisótopos de tiempos de semidesintegración cortos a fin de reducir la irradiación innecesaria del paciente. En el caso de estudios ambientales como los hidrológicos no es conveniente la persistencia de los radioisótopos más allá del tiempo que demandan los estudios; en este caso suelen emplearse radioisótopos con tiempos de semidesintegración intermedios. 5. Tipo de Radiaciones y Energía Las características de la radiación (tipo de partícula y energía) depende del grado de penetración en la materia que se desea obtener: gamma, rayos x y neutrones de energías variables para acciones profundas e intermedias, beta para acciones muy poco profundas y alfa para acciones superficiales. Cuando el objetivo es una irradiación localizada las fuentes pueden ser emisores alfa, beta o gamma o rayos x, pero si el propósito consiste en obtener información a partir de radiaciones que deben atravesar total o parcialmente un cuerpo u objeto, las fuentes deben ser emisoras gamma o rayos X, o fuentes de neutrones. En el caso del empleo de material radiactivo como trazadores suelen emplearse emisores beta. 60 6. Tamaño de Fuentes, Definición y Precisión Respecto al tamaño de las fuentes (fuente radiactiva o blanco en el tubo de rayos X o acelerador de partículas) en muchas circunstancias es conveniente que sea pequeño a fin de obtener buena definición en las imágenes o buena precisión en los campos de radiación. 7. Fuentes Radiactivas El descubrimiento de la radiactividad por Antoine Henri Becquerel en 1896, apenas un año después del descubrimiento de los rayos X, abrió un amplio campo de posibilidades para su aplicación, inicialmente en medicina, y luego en investigación científica, industria, y agricultura. Más tarde el descubrimiento de las propiedades de los materiales nucleares dio lugar al desarrollo de sus aplicaciones energéticas. Las fuentes radiactivas poseen una característica que las diferencia de los equipos de rayos X: su autonomía energética. No necesitan una fuente de energía por que la energía se encuentra en las mismas fuentes. Pero por la misma razón no pueden ser desactivadas. Esta característica permite su utilización en muchas aplicaciones aun cuando no se disponga de fuentes de energía. La portabilidad que esto significa constituye una apreciable ventaja pero es también una causa adicional de riegos de irradiación accidental. En efecto, la gran movilidad de fuentes que no pueden desactivarse ha dado lugar a muy severos accidentes. Las primeras aplicaciones de material radiactivo empleaban radioisótopos naturales como el Ra-226 y el Th-232. Posteriormente, con el desarrollo de los reactores nucleares y los aceleradores de partículas se produjeron radioisótopos a partir de reacciones de fisión (por ejemplo Cs-137) o activación (por ejemplo Co-60) y otras reacciones nucleares provocadas en aceleradores como el C-11 y el N-13 (emisores de positrones obtenidos en ciclotrones). En la actualidad la utilización de radioisótopos de origen artificial ha superado largamente el empleo de los de origen natural. Algunos radioisótopos se obtienen por decaimiento de otros radionucleidos producidos mediante reacciones nucleares como es el caso del Tc99m que proviene del Mo-99 producto de fisión obtenido en reactores. Los materiales radiactivos pueden emplearse como fuentes abiertas o selladas. En este último caso deben encapsularse. El encapsulamiento debe satisfacer estrictas condiciones que garanticen la resistencia mecánica, la estanqueidad, la resistencia a altas temperaturas y presiones, adecuada señalización del carácter peligroso y radiactivo del material. Los radioisótopos que se emplean son emisores alfa, beta y gamma. Con respecto a los neutrones, una fuente natural es el Cf-252 en cuyos núcleos se produce fisión espontánea. Se dispone de otras fuentes emisoras de neutrones mediante la asociación de emisores alfa (Ra-226 y Am-241) con elementos apropiados para la reacción nuclear 61 α-n (Be-9). Las actividades, tipos de emisión, energías de los radioisótopos que se emplean son función del tipo de aplicación. 3.4 GENERADORES DE RAYOS X A poco del descubrimiento de los rayos x en 1895 por parte de William Roentgen se advirtió que su empleo en medicina podría aportar una enorme contribución, especialmente en el campo del diagnóstico. Posteriormente se desarrolló la utilización de equipos de rayos x para radioterapia y en la actualidad se los emplea también en la industria aunque en mucha menor proporción que las fuentes radiactivas y también en investigación científica. Debido a su naturaleza electromagnética los rayos X, al igual que la radiación gamma, poseen una gran capacidad de penetración en cualquier estructura que se interponga en su trayectoria. Pueden por ello atravesar espesores considerables y no obstante conservar la intensidad suficiente para posibilitar su detección y conformar imágenes, o bien provocar alguna acción terapéutica a cierta profundidad. Ello naturalmente depende de la energía de la radiación pero, a diferencia de la radiación gamma en que las energías de los fotones poseen valores discretos característicos de cada radioisótopo, las energías de los fotones de rayos X conforman espectros continuos cuyos valores máximos pueden ajustarse mediante los controles del equipo. GENERACIÓN DE RAYOS X A diferencia de las emisiones radiactivas, que son emitidas espontáneamente por las sustancias radiactivas, los rayos X deben ser producidos artificialmente mediante una instalación y dispositivos apropiados. El equipamiento básico para la generación de rayos X consiste en un generador de alta tensión, un tubo con una fuente de electrones libres y un blanco en el que los electrones puedan impactar y una consola de comando. Cuando los electrones, al ser acelerados por el campo eléctrico entre los electrodos del tubo, impactan con suficiente energía contra el ánodo o blanco se produce radiación electromagnética, conocida como rayos X. Son dos los procesos físicos involucrados: 1. Radiación de frenamiento El brusco cambio de velocidad de los electrones en la colisión con el blanco se comporta como una corriente eléctrica variable que genera una onda electromagnética (rayos X). Las energías de los fotones que constituyen la onda varían según un espectro (espectro de frenamiento). La máxima energía de estos fotones depende de la diferencia de potencial aplicada a los electrodos del tubo. Según las finalidades para las que se utilicen los rayos x será 62 necesario que los fotones posean energías relativamente bajas (algunos KeV) hasta energías altas (centenas de KeV). Cuanto mayor es la energía de los rayos X mayor es su capacidad de penetración en la materia. Figura 3.2 Radiación de frenamiento 2. Radiación Característica Los electrones acelerados, al interactuar con los átomos del blanco pueden transferir su energía a los electrones orbitales de dichos átomos, que entonces pasan a un nivel de energía mayor (excitación). Al volver a sus niveles energéticos normales (desexcitación) los electrones orbitales emiten radiación electromagnética (rayos X) con energías equivalentes al salto energético entre órbitas electrónicas, siendo el valor de dichas energías una característica de los átomos que constituyen el blanco y por ello reciben el nombre de rayos X característicos. 63 Figura 3.3 Radiación Característica PROPIEDADES DE LOS RAYOS X. - Causan fluorescencia en ciertas sales metálicas; - Ennegrecen placas fotográficas; - Son radiaciones de tipo electromagnético, pues no sufren desviaciones en campos eléctricos o magnéticos; - Son diferentes de los rayos catódicos; - Se vuelven duros (más penetrantes) después de pasar por absorbentes; - Producen radiaciones secundarias en todos los cuerpos que atraviesan; - Se propagan en línea recta (desde el punto focal) para todas las direcciones; - Transforman gases en conductores eléctricos (ionización); - Atraviesan un cuerpo en tanto en cuanto sea mayor la tensión del tubo (kV). COMPONENTES DEL EQUIPO DE RAYOS X 64 1. Generador de tensión Para alimentar el tubo de rayos X se requiere una diferencia de potencial o tensión continua del orden de algunas decenas y hasta centenas de kilovoltios según las aplicaciones del equipo. El generador de tensión consiste en un transformador y un sistema de rectificación a fin de proveer una diferencia de potencial continua entre el cátodo y el ánodo del tubo. 2. Tubo de Rayos X. El dispositivo específicamente diseñado para emitir rayos X consiste en un tubo de vidrio o metal en el cual se hace el vacío. En un extremo del mismo, se liberan electrones mediante un filamento de emisión termoiónica, que a su vez actúa como cátodo. En el otro extremo se dispone el ánodo o blanco que recibe el impacto de los electrones. Entre el cátodo y el ánodo se aplica la alta tensión continua. El campo eléctrico así creado provoca la aceleración de los electrones hacia el blanco. Regulando la tensión entre distintos valores se obtienen rayos de mayor o menor energía de acuerdo con la capacidad de penetración que se requiera. El flujo de electrones constituye una corriente eléctrica que puede regularse para modificar la intensidad del haz de rayos X generado. El ánodo o blanco está constituido por un metal que debe reunir tres condiciones: Poseer un alto rendimiento de emisión de rayos X, lo cual depende del número atómico del material, poseer un alto punto de fusión debido a las altas temperaturas que se generan por el impacto de los electrones y poseer una buena conductividad térmica para disipar el calor generado. Uno de los materiales que reúne estos requisitos y es habitualmente utilizado como blanco es el tungsteno. El ánodo puede ser estático o rotativo. El ánodo estático se emplea en tubos de baja potencia como los odontológicos. Para equipos de mayor potencia se emplean ánodos rotatorios con velocidades del orden de algunos miles de revoluciones por minuto. De este modo la superficie efectiva del blanco que es de unos pocos mm2 se distribuye, a los efectos de la disipación del calor, en un área mucho mayor (unas cien veces más grande). La superficie efectiva del blanco o sea la superficie en la cual se generan rayos X por el impacto de los electrones no debe ser muy grande pues ello da lugar a imágenes menos nítidas. Idealmente las mejores imágenes se obtendrían con un blanco puntual. En el blanco los rayos X se generan en todas las direcciones del espacio. Pero, a efectos de evitar exposiciones innecesarias de los pacientes y de los operadores, debe limitarse la emisión de rayos X a un cono cuyo ángulo sea estrictamente el necesario para obtener el campo de radiación que se desea en relación con el cuerpo de cada paciente. 65 Por ello, el tubo está revestido de una capa de plomo que reduce drásticamente la emisión de rayos X (radiación de fuga) en toda el área en que no interesa la emisión y adicionalmente se utilizan dispositivos colimadores del haz. 3. Elementos accesorios del tubo: Colimador: un colimador colocado en la boca del tubo permite restringir el ángulo del haz útil al volumen de interés. Filtración: Los rayos X generados en el blanco están constituidos por fotones de un amplio espectro de energías (desde 0 KeV hasta un valor máximo que depende de la diferencia de potencial aplicada al tubo). La capacidad penetrante de los fotones en los tejidos del paciente es función de sus energías. Los fotones de baja energía son en su mayoría absorbidos por los tejidos del paciente y no son útiles para formar la imagen radiológica ni para irradiar tejidos a cierta profundidad, aunque sí contribuyen a aumentar la dosis de radiación innecesaria que recibe el paciente. Por ese motivo, deben eliminarse los fotones de baja energía del haz de rayos X. A tal efecto se utilizan “filtros”, es decir materiales que absorben los fotones de menor energía. De tal modo dichos fotones no llegan al paciente o lo hacen en una proporción mucho menor. Los componentes propios del tubo como es el caso del vidrio tienen capacidad filtrante y constituyen lo que se denomina filtración inherente; pero en general no aportan el grado de filtración suficiente por lo que deben agregarse filtros adicionales de aluminio o cobre. 4. Consola de Comando La operación del tubo de rayos X se realiza desde una consola, alejada de la posición en que está instalado el tubo. Desde la consola pueden controlarse todos los parámetros que definen las características del haz y el tiempo de irradiación. Control de tensión del tubo (KV): regulando la diferencia de potencial que se aplica al tubo se pueden obtener fotones de mayor o menor energía y así obtener un haz de capacidad penetrante acorde con el grosor de la región del cuerpo a radiografiar. Control de la intensidad de corriente en el tubo o (mA): regulando la intensidad de corriente se controla la cantidad de fotones de rayos X que se emiten por unidad de tiempo. La intensidad de un haz de rayos X, como la de cualquier otra forma de radiación, está dada por la energía que transporta el haz por unidad de tiempo y por unidad de sección transversal. Ese valor depende de la cantidad de fotones que por unidad de tiempo atraviesan la unidad de sección transversal y de la energía media de los fotones. 66 Tanto la aplicada como la intensidad de corriente afectan la intensidad del haz de rayos X. La intensidad de corriente, debido a que determina la cantidad de fotones emitidos por unidad de tiempo, guarda una relación directa con la intensidad del haz. La tensión, al regular la energía de los fotones, afecta la intensidad del haz de modo aproximadamente cuadrático. Un timer en la consola permite predeterminar el tiempo de emisión de rayos X. Para radiografías este tiempo es necesariamente breve (fracciones de segundo) para evitar que los movimientos del paciente resten nitidez a la imagen. CALIDAD DE RAYOS X. Si se aumenta la energía del haz de rayos X, se incrementa su penetración. La penetración se refiere a la capacidad del haz de rayos X, para introducirse en la materia; los haces de rayos X de alta energía son capaces de penetrar mucho más que los de baja. La capacidad de penetración de un haz de rayos X se llama calidad de rayos X. Un haz de gran penetración, se llama haz de alta calidad o duro; los de baja penetración, se llaman de baja calidad o blandos. Factores que afectan la calidad - Tensión: Al aumentar la tensión, también lo hace la penetración. Un aumento de la tensión desplaza el espectro de emisión del haz de rayos X hacia la banda de alta energía, lo que incrementa la energía efectiva del haz y su penetración. - Filtración: El principal objetivo de la filtración del haz de rayos X es la de eliminar de forma selectiva los rayos de baja energía y aumentar el poder de penetración. A medida que aumenta el filtrado mejora la calidad del haz, pero disminuye la cantidad. TIPOS DE RADIACIÓN X En un haz de radiación X, podemos distinguir los siguientes tipos de radiación X: 67 Figura 3.4 Tipos de Rayos X 1. Radiación Primaria: Es la radiación que emerge por la ventana del equipo de rayos X, y es básicamente aquella que utilizaremos para impregnar en la placa radiográfica. En radiología convencional es el paciente quien recibe este tipo de radiación, por lo cual debe ser controlada tanto en intensidad penetración dirección y delimitación exacta con el fin de proteger al paciente al operador y al público en general. 2. Radiación Secundaria: Es aquella que se produce directamente por la interacción del haz primario con cualquier átomo o molécula (aire, paciente, camilla, etc.) que se interponga en su camino; ésta radiación secundaria por lo tanto, deja de constituir el haz primario adquiriendo diferente dirección al mismo. La radiación secundaria se clasifica en radiación secundaria dispersa, cuando el fotón resultante de la interacción forma un ángulo menor a los 180 grados con el fotón incidente; mientras que la radiación secundaria remitida forma un ángulo de 180 grados, es decir, vuelve por el camino por el que vino el fotón incidente. Factores que influyen en la Radiación Secundaria Tres son los factores que influyen en la radiación secundaria, dos de los cuales pueden ser controlados: kilovoltaje y tamaño del campo, siendo el tercer factor, el espesor del paciente. - Kilovoltaje: A mayor kilovoltaje, tendremos mayor cantidad de radiación secundaria producida. - Tamaño del campo de radiación: A menor campo de radiación, tendremos menor cantidad de fotones y como resultado de esto menor cantidad de radiación secundaria 68 - Espesor del paciente: A mayor espesor del paciente, habrá mayor cantidad de radiación secundaria ya que más cantidad de fotones interaccionarán con el paciente, produciendo mayor cantidad de radiación dispersa principalmente. 3. Radiación de fuga: Es la radiación proveniente de la cubierta protectora del tubo que no forma parte del haz útil de radiación, en consecuencia, éste tipo de radiación es producida por los fotones que no están direccionados correctamente. El valor máximo de radiación de fuga permitido, es menor a los 100 mR/h, de acuerdo a la legislación nacional vigente. 3.5 ACELERADORES DE PARTÍCULAS Los aceleradores de partículas son muy utilizados en medicina, en aplicaciones industriales, en investigación de procesos de alta energía, y en la producción de radioisótopos. Toda partícula con carga eléctrica puede ser acelerada dado que es susceptible de interactuar con campos eléctricos y magnéticos. Tal es el caso de electrones, protones, deuterones, partículas alfa e iones pesados. Los neutrones por el contrario no pueden ser acelerados debido a su neutralidad eléctrica, aunque si pueden ser frenados o moderados. Cuando partícula adquiere alta energía cinética por efecto de la aceleración es capaz de provocar reacciones nucleares de interés científico o tecnológico. El rango de energías de las partículas emitidas por los materiales radiactivos que no supera unos pocos MeV. Los aceleradores han extendido este valor hasta algunos cientos de GeV. Los primeros aceleradores electrostáticos incrementaban la velocidad de las partículas mediante un campo eléctrico establecido entre los extremos de una trayectoria lineal por una fuente de diferencia de potencial. El campo eléctrico establecido en el tubo vacío del acelerador provoca aceleración de las partículas cargadas por atracción o repulsión o combinaciones de ambos efectos. Pero este sistema encontró un límite en la posibilidad de lograr la generación de diferencias de potencial muy elevadas (hasta 20 MV). 69 TIPOS DE ACELERADORES LINEALES 1. Acelerador Lineal Esa limitación se superó mediante la subdivisión del acelerador en multitud de pequeñas unidades de aceleración, empleando electrodos dispuestos a lo largo de la trayectoria de las partículas. En cada una de estas unidades se aplica una diferencia de potencial que cambia alternativamente de polaridad de acuerdo con un oscilador de radiofrecuencia. De tal modo, aplicando sucesivamente un mismo campo eléctrico que avanza con la partícula un alto número de veces, se logran energías sólo limitadas por la longitud del acelerador. El acelerador lineal de protones de Los Álamos tiene una longitud de 874 m y la energía alcanza el valor de 800 MeV. El acelerador lineal de electrones de Stanford tiene una longitud de 3,2 Km y los electrones adquieren una energía de 20 GeV. En el CERN, en Suiza se ha proyectado acelerador lineal de aproximadamente 42 km. La limitación de espacio indujo a idear trayectorias circulares para las partículas que deben acelerarse. Para ello debió recurrirse a campos magnéticos que son capaces de inducir fuerzas centrípetas sobre las partículas de modo de generar trayectorias curvas. 2. Ciclotrón La acción de un campo magnético perpendicular a la trayectoria de las partículas cargadas provoca fuerzas centrípetas generan una trayectoria circular. La asociación de este principio con la técnica de acelerar sucesivamente las partículas mediante un campo eléctrico que oscila con la misma frecuencia con que las partículas llegan a los electrodos permitió obtener altas energías en espacios más reducidos. Un ciclotrón se diseña para aplicar esta estrategia. El campo magnético se crea mediante los dos polos de grandes electroimanes. Entre los polos se encuentra la cámara de vacío constituida por dos grandes semicilindros (dos D). Estos semicilindros presentan dos discontinuidades de modo que entre ellos se puede aplicar una diferencia de potencial de polaridad cambiante con un período igual al que las partículas emplean en recorrer la trayectoria semicircular. De este modo las partículas experimentan dos aceleraciones en cada vuelta e iniciando su recorrido desde el centro de la circunferencia, cumplen trayectorias en espiral. Se logran energías cercanas a los 10 MeV. 70 Figura 3.5 Ciclotrón El ciclotrón es usado en el mundo en la Producción de Radioisótopos necesarios para aplicaciones clínicas en tomógrafos por emisión de positrones (PET). Es también objetivo del ciclotrón el desarrollo de otros radioisótopos y aplicaciones propias de la tecnología de aceleradores en el ámbito de la investigación básica y aplicada, el radioisótopo con mayor demanda es el Flúor – 18 con actividad máxima 8000mCi. Los ciclotrones se clasifican en función del tipo de partícula utilizada (positiva o negativa) o bien en función de la energía a la que éstas pueden ser aceleradas. La utilización de los ciclotrones PET actuales es muy sencilla, puesto que son sistemas muy automatizados. Aunque se pueden manejar de forma manual (con lo que se pueden controlar todos los parámetros de funcionamiento) lo habitual es fijar únicamente la corriente requerida en el blanco, que va a condicionar la actividad que se obtendrá. 3. Betatrón Este tipo de aceleradores opera sólo en base a un campo magnético pero variable. Los electrones describen órbitas circulares de radio y se comportan como el bobinado secundario de un transformador. El campo magnético aumenta gradualmente lo que da lugar a una fuerza electromotriz inducida que incrementa la velocidad de los electrones. El aumento de velocidad y de fuerza centrípeta provocada por el incremento del campo magnético se compensa y los electrones cumplen una trayectoria circular con radio constante, pero con velocidad en aumento. Se logran energías de hasta 300 MeV. APLICACIONES DE LOS ACELERADORES 1. Medicina En aplicaciones radioterapéuticas los aceleradores lineales de electrones se han vuelto de uso corriente y han reemplazado en parte a los irradiadores de cobalto. 71 Algunas de sus ventajas son: permiten la irradiación con electrones o con fotones cuando se hace incidir el haz de electrones sobre un blanco para producir rayos X de alta energía; se logra menor penumbra en los campos de irradiación debido al menor tamaño del blanco en que inciden los electrones respecto de las fuentes encapsuladas de Cobalto y menor riesgo de accidentes con consecuencias sobre el público por tratarse de una fuente no radiactiva y por lo tanto desactivable. Las energías empleadas están en un rango de 4 A 30 MeV. En las instalaciones de medicina nuclear en las que se emplean técnicas de Tomografía por Emisión de Positrones (PET) debe disponerse de un Ciclotrón para producir emisores de positrones. En estos aceleradores de protones se obtienen positrones de muy corta vida a partir de elementos estables, como por ejemplo: O18 (p, n) F18 siendo el F18 emisor de positrones. También se practica la irradiación de tumores con neutrones generados a partir de núcleos de Berilio impactados por deuterones acelerados en un ciclotrón en miniatura debido al empleo de técnicas de superconductividad. El ciclotrón está incluido en el cabezal del equipo de modo que la irradiación del paciente con neutrones puede efectuarse desde distintos ángulos y aún en tratamiento rotativos. 2. Industria e Investigación Los aceleradores de electrones para generar rayos X se emplean en grandes plantas para la irradiación de alimentos, productos medicinales, esterilización de insectos y tratamiento de residuos patológicos. Mediante la aceleración de protones, deuterones, partículas alfa e iones pesados pueden producirse reacciones nucleares en las que se liberan neutrones, de interés en investigación científica. Se mencionan los siguientes ejemplos: 𝐵𝑒 9 + 𝐻 2 → 𝐵10 + 𝑛1 𝐵𝑒 9 + 𝐻 4 → 𝐶 12 + 𝑛1 𝐻 2 : 𝑑𝑒𝑢𝑡𝑒𝑟ó𝑛 𝐻 4 : 𝑝𝑎𝑟𝑡í𝑐𝑢𝑙𝑎 𝑎𝑙𝑓𝑎 3. Materiales Nucleares Ciertos núcleos dan lugar a reacciones de fisión cuando capturan neutrones. Estos núcleos como el U-235, el U-233 y el Pu-239 se denominan físiles. Otros núcleos, como el Th-232 y el U-238, denominados fértiles, al capturar neutrones, se transmutan en 72 núcleos físiles (U-233 y Pu-239). Los procesos de fisión son de alto interés por la muy elevada liberación de energía que implican: alrededor de 200 MeV por fisión. Compárese este valor con el de 4 eV de energía que se libera en las reacciones químicas de combustión de carbón cada vez que se forma una molécula de CO2. Tanto los materiales físiles como los fértiles, no son significativamente radiactivos pero poseen alto interés debido a las propiedades mencionadas y reciben el nombre de materiales nucleares. Los fragmentos de ese tipo de proceso denominados productos de fisión son muy radiactivos y algunos de ellos interesan por sus aplicaciones médicas e industriales. Las reacciones de fisión pueden ser empleadas en reactores nucleares con fines pacíficos y en artefactos con fines bélicos. En el primer caso las reacciones de fisión ocurren de manera controlada y los productos de fisión quedan confinados por varios medios de contención. En el caso de los artefactos bélicos el efecto explosivo que se busca provoca la dispersión de los productos de fisión en el medio en que se produce. CATEGORIZACIÓN DE LAS FUENTES POR RIESGO En condiciones normales de operación toda fuente de radiación es utilizada de modo que la exposición a radiaciones de las personas se encuentra controlada y por debajo de valores preestablecidos. Sin embargo, las fuentes de radiación pueden por diversas causas, no justificables pero no descartables, negligencia, acción delictiva) quedar fuera de control. En tal circunstancia las personas pueden resultar expuestas a niveles altos de radiación como registra la historia de los accidentes ocurridos, muchos de ellos con consecuencias mortales. No todas las fuentes son igualmente peligrosas en tal sentido. El grado de riesgo depende de la combinación de varios factores característicos de las fuentes y sus aplicaciones tales como: - Fuente desactivable (equipos de rayos X) o no desactivables (fuentes radiactivas) - Actividad de la fuente - Fuente abierta o sellada - Tiempo de semidesintegración - Fuente fija o móvil - La instalación genera Residuos - La instalación genera Efluentes 73 El Organismo Internacional de Energía Atómica, atendiendo a las potenciales situaciones de exposición anormal de las personas, ha clasificado las fuentes y sus aplicaciones en tres categorías: 1. Categoría I - Reactores Nucleares - Plantas de Irradiación - Aceleradores de Partículas de usos no Médicos - Plantas de Producción de Radioisótopos - Plantas de Gestión de Residuos Radiactivos - Instalaciones Minero Fabriles que incluyen el área de disposición de residuos radiactivos 2. Categoría II - Aceleradores de uso Médico - Instalaciones de Radioterapia (Teleterapia y Braquiterapia) - Instalaciones de Medicina Nuclear - Equipos de Radiografía Industrial - Medidores Industriales - Instalaciones Minero Fabriles que no incluyen el área de disposición de residuos radiactivos 3. Categoría III - Uso de fuentes radiactivas de muy baja actividad en investigación o docencia. - Radio Inmuno Análisis 74 3.6 APLICACIONES DE LAS FUENTES RADIACTIVAS APLICACIONES MÉDICAS Se reseñan a continuación las principales aplicaciones de radionucleidos en el campo médico. 1. MEDICINA NUCLEAR En Medicina Nuclear se emplean fuentes abiertas con radioisótopos de corta vida que se administran por inoculación u oralmente al paciente con fines de diagnóstico o tratamiento. Deben además considerarse los estudios “in vitro”. 2. DIAGNÓSTICO “IN VIVO” Emisores Gamma: Cámara Gamma - Sistemas Tomográficos. Se administra al paciente radioisótopos bajo formas químicas apropiadas. Los procesos metabólicos dan lugar a una concentración preferencial de los radioisótopos en los órganos cuyo estudio interesa. La radiación proveniente de un órgano dado contribuye a formar imágenes estáticas o dinámicas según el propósito del estudio. A tal fin se emplean Cámaras Gamma y Sistema Tomográficos como los SPECT (Tomografía Computada por Emisión de Fotones Únicos) Tabla 3.1 Ejemplo de radioisótopos Radioisótopo T1/2 Energía MeV Órgano Tc-99m 6h 0,141 Tiroide I-131 8d 0,637 Tiroide Tl-201 73 h 0,167 Corazón I-123 13 h 0,160 Riñón Actividades administradas: 10 KBq - 100 MBq Emisores de Positrones: Tomografía por Emisión de Positrones (PET) Los emisores de positrones son de muy corta vida. Deben ser producidos en el lugar en que se utilizarán mediante ciclotrones. Lo positrones se aniquilan con electrones generándose en cada aniquilación dos fotones de 0,511 MeV. Se logra así que el órgano elegido para el estudio irradie fotones de energía significativa que son captados por un sistema tomográfico de cámaras dispuestas anularmente. 75 Tabla 3.2 Ejemplo de radioisótopos Radioisótopo T1/2 Energía Positrones (MeV) Técnica C-11 20 m 0,99 PET N-13 12 m 1,22 PET O-15 2m 1,72 PET Actividades administradas: hasta 100 MBq 3. DIAGNÓSTICO “IN VITRO” Emisores Beta Radio Inmuno Análisis (RIA) Las técnicas de Radio Inmuno Análisis (RIA) consisten en la marcación de antígenos con la finalidad de detectar la presencia de ciertas sustancias en el organismo humano. Se trata de una técnica radiactiva de valor diagnóstico en la que el paciente no es irradiado. Tabla 3.3 Ejemplo de radioisótopos Radioisótopo T1/2 Energía Positrones (MeV) Aplicación H–3 12,4 a 0,018 RIA C – 14 5760 a 0,16 RIA P – 32 14,3 d 1,7 RIA Actividades administradas: hasta 40 KBq Terapia Metabólica Se administra al paciente compuestos químicos que contienen radioisótopos emisores beta o beta - gamma, con el propósito de que la energía de la radiación provoque una acción terapéutica. Tabla 3.4 Ejemplo de radioisótopos Emisión y Energía (MeV) Beta 0,61 Gamma 0,637 Cáncer de tiroides Hipertiroidismo 2,67 d Beta 2,28 Artropatías 50,5 d Beta 1,49 Metástasis óseas Radioisótopo T1/2 I-131 8d Y-90 Sr-89 Actividades administradas: 76 Aplicación - Para la mayoría de tratamientos Cáncer de Tiroides 200 - 400 MBq 3 - 8 GBq Radioterapia En las aplicaciones terapéuticas se utilizan fuentes selladas que, conjuntamente con los aceleradores de partículas, constituyen el modo más difundido de tratar una amplia variedad de tumores. Teleterapia Radiación Gamma Las fuentes selladas están contenidas en equipos irradiadores en las que mediante un movimiento pueden quedar en situación de irradiación o no exposición o sea resguardadas por el blindaje del equipo. Estas fuentes pueden irradiar al paciente a distancias definidas, con una colimación determinada, y desde diversos ángulos o en procedimientos rotativos. Estas fuentes y todos los componentes del equipo que contribuyen a determinar la dosis en el paciente deben estar calibrados con alta precisión pues pequeñas desviaciones de la dosis suministrada respecto de la prescripta pueden significar el éxito o fracaso del tratamiento. Tabla 3.5 Ejemplo de radioisótopos Radioisótopo T1/2 Energía (MeV) Material Encapsulado Co-60 5,24 a 1,17 - 1,33 Pelets Cs-137 30 a 0,66 Polvo Actividad de las fuentes: 100 - 400 TBq Braquiterapia Las fuentes radiactivas se colocan en el interior del cuerpo del paciente a través de las cavidades naturales del organismo. Implante Temporario - Baja Tasa de Dosis Las fuentes se implantan en cavidades del paciente durante unos poco días. Tabla 3.6 Ejemplo de radioisótopos Radioisótopo T½ Radiación Energía Gamma MeV Forma Ra-226 1600 a Alfa/Beta/Gamma 0,2 – 2,4 Agujas – Tubos Cs-137 30 a Beta/Gamma 0,66 Agujas – Tubos Ir-192 74 d Bata/Gamma 0,13 – 1,06 Hilos Horquillas Actividad de las fuentes: hasta 40 GBq 77 Braquiterapia - Implante permanente Las Fuentes quedan implantadas en forma permanente. La actividad y el tiempo de semidesintegración son tales que la dosis provocada por la fuente durante su tiempo de irradiación en la cavidad es la adecuada. Tabla 3.7 Ejemplo de radioisótopos Radioisótopo T½ Radiación Energía Gamma MeV Forma Au-198 2,7 d Beta – Gamma 0,41 Granos – Semillas I-125 60 d Rayos X - Gamma 0,028 – 0,035 Granos – Semillas Actividad de las fuentes: hasta 400 MBq Braquiterapia - Carga Diferida por Control Remoto - Alta Tasa de Dosis Se trata de implantes temporarios breves con fuentes de alta tasa de dosis mediante dispositivos de carga remota que actúan sobre guías previamente implantadas en el paciente. Tabla 3.8 Ejemplo de radioisótopos Radioisótopo T½ Radiación Energía Gamma MeV Co-60 5,24 a Beta – Gamma 1,17 – 1,33 Ir-192 74 d Beta – Gamma 0,13 – 1,06 Forma Granos encapsulados Granos encapsulados Actividad de las fuentes: hasta 400 GBq Boroterapia Esta técnica procura lograr una concentración de energía a nivel celular en tejidos tumorales del cerebro. Consiste en administrar Boro en las células cerebrales del paciente. La captación de Boro por parte de las células normales es deficiente, en cambio es significativa por parte de las células cancerosas. Luego se irradia el cerebro con haces de neutrones producidos por un reactor nuclear. La deposición de energía de los neutrones en el cerebro no es significativa pero al encontrarse con átomos de Boro se produce la siguiente reacción: 𝐵10 + 𝑛 → 𝐿𝑖 7 + 𝐻𝑒 4 + 𝛾 Energías: 𝐿𝑖 7 : 0,84 𝑀𝑒𝑉 𝐻𝑒 4 : 1,47 𝑀𝑒𝑉 78 𝛾: 0,48 𝑀𝑒𝑉 Los iones Litio y las partículas alfa entregan su energía en la misma célula en que se encontraba el Boro, es decir en las células cancerosas. De este modo se logra una acción muy localizada en las células enfermas. APLICACIONES INDUSTRIALES Son múltiples las aplicaciones en el campo industrial de las fuentes de radiación, principalmente de fuentes selladas. El siguiente cuadro resume las principales aplicaciones y características de las fuentes. 1. Fuentes Selladas Tabla 3.9 Ejemplos de fuentes selladas Proceso Actividad de la fuente BETA Medición de nivel < 37 GBq Medición de espesores Aluminio: ≤ 250 mm ≤ 400 mm ≤ 370 GBq NEUTRONES Co-60 1,17-1,33 MeV Ir-192 0,61 MeV Cs-137 0,66 MeV Co-60 1,171,33MeV Cs-137 0,66MeV Radiografía Industrial < 3,7 TBq Medición de espesores Papel: < 0,12 mm < 1,25 mm < 12 mm < 1,25 mm < 37 GBq GAMMA Pr-147 0,22 MeV Tl-204 0,76 MeV Ru-106/Rh-106 3,5MeV Cs-137 0,66 MeV Co-60 1,171,33MeV Medición de humedad < 370 GBq Am241-Be9 5MeV 79 Irradiación Industrial Alimentos Productos Médicos Insectos Plásticos Sangre Residuos Patológicos Desagües Cloacales ≤ 370 Lb Co-60 1,171,33MeV 2. Fuentes Abiertas Aplicaciones Hidráulicas de Trazadores Radiactivos: - Medición de caudales - Conexiones hidráulicas - Hidrología subterránea - Detección de Fugas. Tabla 3.10 Ejemplos de fuentes selladas Radioisótopo T1/2 Energía Gamma (MeV) Técnica Co-60 5,24 a 1,17 + 1,33 0,32 H-3 12,3 a ------ 0,018 I-131 8d 0,36 - 0,72 - 0,80 0,25 - 0,61 - 0,81 Cr-51 27 d 0,32 ----- Actividades: hasta 40 GBq 3.7 APLICACIONES DE LOS RAYOS X APLICACIONES MÉDICAS 1. Aplicaciones en Diagnóstico Un haz de rayos X que incide en la región de interés del paciente no contiene información alguna; la distribución de los fotones en una superficie transversal es 80 estadísticamente homogénea. Después de atravesar el cuerpo del paciente dicho haz queda cargado con información debido a la atenuación diferencial que en su trayecto han sufrido las distintas partes del haz al interactuar con los diversos tejidos. Esa información puede ser recogida mediante una placa radiográfica, en el caso de estudios estáticos o una pantalla fluoroscópica para estudios dinámicos. Más recientemente han comenzado a emplearse sistemas digitales de captación de imágenes. En diagnóstico médico se emplean rayos X cuyos fotones tienen energías de hasta 150 KeV. La interacción con la materia por efecto Fotoeléctrico es predominante cuando los fotones tienen energías de hasta 30 KeV. A partir de esta energía prevalece el efecto Compton. Cuando debe discriminarse entre tejidos de similar densidad pero diverso número atómico, como es el caso de la mamografía debe recurrirse a energías bajas, en las que predomina el efecto Fotoeléctrico. 2. Imágenes Estáticas Las películas radiográficas tienen mayor sensibilidad para la luz que para los rayos X. Por tal motivo se emplean las llamadas pantallas reforzadoras. Se trata de materiales lumniniscentes, tales como tungstenato de calcio, sulfuro de cinc, sulfato de plomo y bario, y tierras raras (gadolinio, lantano e itrio), capaces de convertir la radiación x que reciben en radiación luminosa. La eficiencia de la conversión es variable según el material empleado. Pero en todos los casos es superior a la de la película sola que no excede el 1 %. Con las pantallas reforzadoras se logran factores de intensificación entre 20 y 400. El uso de pantallas reforzadoras, si bien permite obtener imágenes con intensidades menores del haz de rayos X, disminuye la resolución de la imagen o sea la capacidad para discriminar pequeños detalles. Por tal motivo no se utilizan pantallas reforzadoras cuando se requiere una alta resolución, como es el caso de la mamografía. Tampoco se emplean pantallas reforzadoras en estudios odontológicos. El revelado de la película tiene una importante incidencia en la calidad de la imagen. La vida útil del revelador, el tiempo de revelado y la temperatura son factores críticos para la obtención de una buena imagen. 3. Grillas antidifusoras La mayor parte de los fotones de rayos X que interactúan con los tejidos del paciente lo hacen mediante el efecto Compton que tiene la característica de dar lugar no sólo a la absorción de parte de los fotones sino también a su dispersión. 81 Los fotones dispersos contribuyen a aumentar la densidad óptica de la película pero no aportan información alguna para la formación de la imagen. Sólo contribuyen a formar la imagen los fotones que provienen del blanco del tubo. Los fotones dispersos, que llegan a la película con cualquier otra dirección, le restan nitidez a la imagen. Para atenuar este efecto indeseable se emplean rejillas o grillas que consisten en una red constituida por material radio opaco y material radiotransmisor alternativamente. De este modo la radiación dispersa, que tiene cualquier dirección, es absorbida por el material radio opaco en tanto que la radiación que proviene del blanco atraviesa la grilla sin dificultades. La grilla actúa como un filtro direccional. Sin embargo, la grilla puede dejar su imagen en la pantalla superpuesta a la imagen que se desea obtener en la radiografía. Para evitar este efecto se le imprime un movimiento de vaivén a la grilla durante la exposición radiográfica. (Poter Bucky). 4. Imágenes Dinámicas En lugar de registrar una imagen estática puede observarse y grabarse en forma continua las imágenes que resultan de la interacción de los rayos X con los tejidos durante algún tiempo (segundos o minutos). Para ello la radiación X que emerge del paciente, es recogida por una pantalla fluoroscópica que convierte la radiación X en luz visible, es decir, modifica la longitud de onda de la radiación. Antiguamente la imagen podía ser observada mirando directamente la pantalla radioscópica. Modernamente se utilizan intensificadores de imagen que, mediante dispositivos electrónicos amplifican fuertemente la intensidad de la imagen y permiten la observación en monitores de video, así como su grabación en cinta o sistemas digitales. Una práctica común (serigrafía) consiste en observar los órganos del paciente mediante técnicas radioscópicas e intermitentemente, en las regiones o circunstancias de interés, obtener radiografías interrumpiendo brevemente la radioscopía. TÉCNICAS DE PARTICULAR INTERÉS 5. Mamografía La elevada incidencia de cáncer de mama en la mujer ha obligado a desarrollar estrategias de detección precoz de esta enfermedad. La principal herramienta diagnóstica no invasiva es la mamografía. Por ello su aplicación se ha generalizado en las últimas décadas. Un aspecto conflictivo de la mamografía consiste en que se trata de una técnica que implica dosis relativamente importantes en las pacientes, por lo que el uso indiscriminado y sistemático de esta técnica no es tampoco aconsejable. 82 Las mamas están constituidas por tejidos fibroso, glandular y adiposo. Estos tejidos poseen densidades muy similares, aunque los números atómicos de los átomos que los componen son diferentes. Por tal motivo la discriminación visual entre ellos no puede lograrse mediante fotones que interactúen a través del efecto Compton. Se requiere que las interacciones ocurran predominantemente por efecto fotoeléctrico, que permite discriminar tejidos de diferente número atómico. Es por esta razón que se deben utilizar rayos x de baja energía (20 a 30 KeV). Los blancos que suelen utilizarse son tungsteno o molibdeno y la filtración equivalente no debe ser inferior a 0.5 mm de cobre para evitar que fotones de muy baja energía lleguen a los tejidos contribuyendo a la dosis pero no a la formación de la imagen. La forma cónica de las mamas obliga a adoptar técnicas especiales para lograr la exposición aproximadamente uniforme de los tejidos. Ello se logra acercando el cátodo al tórax y utilizando dispositivos de compresión. 6. Tomografía Computada Así como los equipos de rayos X permitieron obtener imágenes del cuerpo humano mediante técnicas no invasivas, la aplicación del procesamiento computarizado de datos en radiología hizo posible el reemplazo de la placa radiográfica por una gran cantidad de detectores de radiación. A la vez una adecuada combinación de la distribución espacial de los detectores y la rotación del haz de rayos X permiten obtener información correspondiente a múltiples proyecciones del cuerpo del paciente. Mediante el procesamiento computarizado de algoritmos matemáticos, la información suministrada por los detectores sobre las diferencias de atenuación del haz correspondiente a distintos tejidos y ángulos de incidencia (proyecciones) se traduce en imágenes que tienen un grado de resolución notablemente superior al de las radiografías convencionales. A la vez esta tecnología permite la observación de los tejidos de interés desde diferentes ángulos. 7. Radiología Intervencionista Las imágenes radiológicas pueden guiar con gran precisión al médico o cirujano en ciertas intervenciones o procedimientos quirúrgicos al poder observar en una pantalla el progreso del procedimiento. Estas técnicas reciben el nombre de radiología intervencionista. Es un caso de particular interés en Protección Radiológica por la alta exposición a radiaciones de los médicos y pacientes. 83 Figura 3.6 Radiología Intervencionista APLICACIONES EN RADIOTERAPIA En Radioterapia los equipos de rayos X se siguen empleando para tratamientos superficiales o a poca profundidad. Para tratamientos en profundidad los antiguos equipos de 300 KeV han sido desplazados por irradiadores de Cobalto (radiación gamma de 1,17 y 1,33 MeV) y aceleradores de electrones que generan rayos X de mucha mayor energía (superior a 6 MeV). En rigor, un equipo de rayos X es un acelerador de partículas, que opera con energías relativamente bajas. OTRAS APLICACIONES Los equipos de rayos X son empleados en investigación científica como es el caso de los estudios por difracción de rayos X. En la industria son también utilizados para radiografía industrial con energías de hasta 300 KeV. Una aplicación muy conocida consiste en el empleo de equipos de rayos X para controles de equipaje en aeropuertos y pasos fronterizos. 84 Figura 3.7 Equipo de Rayos X de control de valijas Este tipo de aplicaciones, así como su principio, es similar a la radiografía médica. Por cuanto se examinan materiales muy densos, generalmente metales, la tensión y el tiempo de exposición son mucho mayores (250 a 500 kV y 1 a 10 min. respectivamente), usándose en cambio, corrientes débiles (4 a 8 mA). 85 3.8 BIBLIOGRAFÍA 1. AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR, Curso de Postgrado en Protección Radiológica y Seguridad de las Fuentes de Radiación, Buenos Aires - Argentina, (2012). 2. STEWART C. BUSHONG, MOSBY. "Manual de Radiología para Técnicos". Times Mirror, Madrid, (1993). 3. COMISIÓN CHILENA DE ENERGÍA NUCLEAR. Apuntes del Curso “Elementos de Protección Radiológica Operacional”, Santiago de Chile, (1997). 4. INSTITUTO DE RADIOPROTECCIÓN Y DOSIMETRÍA, IRD. "Notas del Curso Básico de Licenciamiento y Fiscalización en Radiología Médica y Odontológica", Rio de Janeiro, (1994). 5. MINISTERIO DE SANIDAD Y CONSUMO/SECRETARIA GENERAL TÉCNICA "Protección Radiológica- Parte II: Radiodiagnóstico", Madrid, (1988). 6. MINISTERIO DE SANIDAD Y CONSUMO/SECRETARIA GENERAL TÉCNICA "Protección Radiológica- Parte III: Radioterapia", Madrid, (1988). 7. MINISTERIO DE SANIDAD Y CONSUMO/SECRETARIA GENERAL TÉCNICA "Protección Radiológica- Parte IV: Medicina Nuclear", Madrid, (1988). 8. ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA (OIEA) "Manual Práctico de Seguridad Radiológica, Viena, (1997). 9. ROBERT J. PIZZUTIELLO y JOHN E. CULLINAN. "Diagnóstico por imagen. Introducción a la Imagen Radiográfica Médica.-.Kodak S.A./División. 86 CAPÍTULO 4 4. EFECTOS BIOLÓGICOS DE LAS RADIACIONES IONIZANTES 4.1 INTRODUCCIÓN La finalidad de la Protección Radiológica es proteger al hombre (y con él, de forma implícita o explícita, a todas las especies) de los efectos perjudiciales de las radiaciones ionizantes, sobre las estructuras biológicas. Aunque los seres humanos hemos evolucionado en un ambiente de radiaciones ionizantes al que contribuyen los rayos cósmicos, el radón y otros radionucleidos terrestres, los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes no fueron conocidos sino hasta que el hombre desarrolló y fabricó fuentes de radiación. Primeros reportes de los efectos nocivos de la radiación: - En 1901, se reportó el primer efecto nocivo de la radiación: una grave quemadura atribuida al vial de radio, obtenido por Madame Curie, y transportado en el bolsillo del chaleco de Becquerel. - En 1902 se reporta el primer cáncer de piel inducido por la radiación en la mano de un radiólogo. - La primera leucemia radio-inducida fue descripta en 1911. - En la década de 1920, cáncer de hueso fue asociado con la ingestión de grandes cantidades de radio por mujeres que pintaban esferas de relojes de pulsera y pared. - En los 1930s, Thorotrast, una solución coloidal de dióxido de torio, fue comúnmente utilizada como un agente de contraste para diagnóstico, particularmente para angiografía cerebral. Thorotrast permanece en el organismo, se acumula en hígado conduciendo al desarrollo de cáncer de hígado y leucemia. - Los primeros reportes de excesos de leucemias entre los radiólogos aparecieron en los años 1940s y excesos de cáncer atribuibles a irradiación médica fueron reportados en estudios analíticos en los años 1950s. 87 - Desafortunadamente, Marie y Pierre Curie murieron de leucemia como resultado de la exposición prolongada a la radiación durante sus estudios. Las radiaciones ionizantes son capaces de producir daños orgánicos así como lo hacen muchos otros agentes físicos, químicos o biológicos. Las radiaciones ionizantes interactúan con los átomos que componen las moléculas de la materia viva, provocando principalmente el fenómeno de ionización, el mismo que puede dar lugar a cambios importantes en las células, tejidos, órganos, y en el individuo en su totalidad. La clase y magnitud del daño dependen del tipo de radiación, de su energía, de la dosis absorbida (energía depositada), de la zona afectada, y del tiempo de exposición. Así como en cualquier otro tipo de lesión, este daño orgánico en ciertos casos puede recuperarse; esto dependerá de la severidad del caso, de la parte afectada, y del poder de recuperación del individuo, en la posible recuperación, la edad y el estado general de salud del individuo serán factores importantes. En más de cien años de usarse las radiaciones ionizantes, ha sido posible observar la respuesta de diferentes organismos sometidos a tratamiento médico, o sujetos a accidentes con radiaciones como los sobrevivientes de las bombas de Hiroshima y Nagasaki. En base a estas observaciones y al conocimiento de los procesos por los cuales la radiación deposita su energía en la materia se puede explicar y caracterizar los efectos que la radiación produce sobre los seres vivos. 4.2 INTERACCIÓN DE LA RADIACIÓN CON LA MATERIA VIVA Las radiaciones ionizantes producen tanto excitación como ionización de los átomos que componen las moléculas de las estructuras biológicas (si es que se produce la interacción, de naturaleza totalmente aleatoria) y por ende pueden alterar las mismas en su estructura físico-química y función biológica. Si la energía impartida no supera la energía de unión de los enlaces atómicos o moleculares el resultado será la excitación y seguramente la posterior desexcitación, efecto del cual no nos ocuparemos en este texto. Todas las moléculas y macromoléculas que constituyen la materia viva son susceptibles de ser ionizadas y sufrir algún tipo de efecto biológico. Una molécula de gran relevancia, por su abundancia en la composición de los seres vivos es el agua y entre las macromoléculas, nos ocuparemos particularmente del ácido desoxirribonucleico (ADN) por ser el portador de la información genética codificada de cada especie y comandar las funciones de mantenimiento vital y reproducción celular. El ADN forma parte de los cromosomas quienes son un componente del núcleo de la célula. De todos modos también las restantes macromoléculas (proteínas, lípidos e hidratos de carbono) que forman parte de la célula pueden sufrir ionización y expresar algún tipo de daño biológico, aunque centraremos nuestra atención en el ADN. 88 Figura 4.1 Célula eucariota 4.3 RADIACIONES DIRECTA E INDIRECTAMENTE IONIZANTES Las radiaciones constituidas por partículas cargadas eléctricamente, tales como las partículas alfa y beta, pueden ionizar directamente los átomos del material con el que interactúan y se denominan "radiaciones directamente ionizantes". Las radiaciones electromagnéticas y los haces de neutrones, que no poseen carga eléctrica, al interactuar con la materia liberan partículas cargadas (electrones) que son las que a su vez ionizan los átomos del material; estas radiaciones se denominan "indirectamente ionizantes”. Un aspecto importante de la interacción de la radiación con la materia viva (y no viva también) consiste en la capacidad de penetración en el material. Las radiaciones directamente ionizantes son poco penetrantes (el alcance o máxima penetración es de algunos micrones para las partículas alfa y algunos milímetros para las partículas beta cuando interactúan con agua o tejidos biológicos). Por el contrario las radiaciones indirectamente ionizantes no tienen un alcance máximo en la materia sino que su intensidad se atenúa exponencialmente en función de la penetración y en rigor esa intensidad resulta nula sólo para espesores infinitos de materia. Las radiaciones indirectamente ionizantes son muy penetrantes como lo indica la definición de Transferencia lineal de Energía (LOT). La microdistribución de los iones generados por una radiación ionizante puede ser muy diversa y depende de la energía media que sus partículas ceden por unidad de recorrido. Se entiende por microdistribución la cantidad de iones que se producen en volúmenes comparables con la estructura del núcleo celular. Algunas radiaciones, tales como alfa, protones y neutrones dan lugar a una gran concentración microscópica de iones en tanto que las partículas beta y las radiaciones electromagnéticas dispersan las ionizaciones de modo que la microconcentración de iones resulta mucho menor (Fig. 4.2). El grado de 89 microconcentración de los iones en la materia influye sobre los efectos biológicos que pueden producirse. Figura 4.2 Microconcentración de iones según la LET Esta es la razón por la que la irradiación de un determinado tipo de tejido, órgano u organismo, con iguales valores de dosis absorbida pero con diferentes tipos de radiación, provoca efectos biológicos de diversa intensidad, concepto conocido como Eficiencia Biológica Relativa (EBR). 4.4 MECANISMOS DE ACCIÓN DIRECTOS E INDIRECTOS DE LAS RADIACIONES IONIZANTES Los mecanismos que las radiaciones ionizantes pueden seguir para dañar el ADN (o cualquier otra molécula) son: Acción Directa: Se da cuando las radiaciones ionizantes ionizan directamente el ADN (o cualquier otra molécula) y ocasionan un daño. Acción Indirecta: Se da cuando el daño se produce a través de los llamados radicales libres originados en la ionización del agua (radiólisis). Por tanto, la definición de acción directa e indirecta, depende solamente del lugar donde se produzca la ionización y la absorción de energía en la célula (Fig. 4.3). 90 Figura 4.3 Efecto de las radiaciones ionizantes sobre el ADN Debido a que en la célula hay más cantidad de agua, que de ningún otro componente estructural, la probabilidad de que la radiación produzca daños por acción indirecta, es mucho mayor, que la probabilidad de que se produzca daños por acción directa. Se producen efectos directos predominantemente con radiaciones de alta LET y los indirectos con las de baja LET. Los radicales libres (R-) son especies químicas con electrones desapareados en su orbital externo por lo cual presentan una alta reactividad química (gran tendencia a “secuestrar” e-). Su vida media es muy corta y no sólo son el resultado de factores exógenos (como la radiación) sino que resultan de los procesos celulares fisiológicos. La célula cuenta con mecanismos (enzimáticos y no enzimáticos) para remover los radicales libres producidos. Los sistemas de defensa enzimáticos son: el peróxido dismutasa, catalasa y glutatión peroxidasa; y los de origen dietario o no enzimáticos son: las vitaminas E, C, carotenoides y flavonoides. Los eventos producidos en la radiólisis del agua se pueden resumir en los siguientes pasos: 𝑅𝑎𝑑𝑖𝑎𝑐𝑖ó𝑛 𝑑𝑒 𝑏𝑎𝑗𝑎 𝐿𝐸𝑇 + 𝐻2 𝑂 → 𝐻2 𝑂+ + 𝑒 − 𝐻2 𝑂+ + 𝐻2 𝑂 → 𝐻3 + 𝑂𝐻 − 𝐻2 𝑂+ + 𝑒 − → 𝐻 − + 𝑂𝐻 − 𝑂𝐻 − + 𝑂𝐻 − → 𝐻2 𝑂2 − (𝑒𝑙𝑒𝑐𝑡𝑟ó𝑛 𝑒 − + 𝐻2 𝑂 → 𝑒𝑎𝑞 𝑎𝑐𝑢𝑜𝑠𝑜) 91 En sistemas aerobios: − 𝑂2 + 𝑒𝑎𝑞 → 𝑂2− 𝐻 − + 𝑂2 → 𝐻𝑂2 El efecto más deletéreo estará generado por el radical hidroxilo (𝑂𝐻 ∙ ) 𝑇𝐻 + 𝑂𝐻 − → 𝑇 − + 𝐻2 𝑂 4.5 DAÑOS SOBRE LA CÉLULA Y MECANISMOS DE REPARACIÓN El daño originado por las radiaciones ionizantes, depende no solo de la cantidad de energía absorbida, sino también de la velocidad de absorción y del mecanismo seguido por ésta. Dicho mecanismo es un proceso complejo y los distintos efectos que van a tener lugar en la célula, dependerán de la importancia relativa que representa para la célula aquella parte que haya sido afectada. Así por ejemplo, el efecto es distinto si la radiación actúa sobre cualquier molécula proteica, que sí actúa sobre el ADN; en este caso, el efecto podría ser letal. A continuación se describen los posibles daños y mecanismos de reparación de los componentes de una célula. a. EN LOS ÁCIDOS NUCLEICOS El componente de los genes, el ADN, es una molécula compleja, helicoidal, constituida por dos cadenas formadas por unidades individuales o nucleótidos. Cada nucleótido, consta de cuatro tipos de bases complementarias, denominadas adenina, guanina, timina y citosina. La secuencia de las bases, expresan el código genético. - Es de suma importancia la acción de las radiaciones ionizantes sobre los ácidos nucleicos (ADN, ARN) y muy especialmente sobre el ADN, debido a que: - Es el encargado de transmitir los caracteres hereditarios. - Sirve de molde para la síntesis del ARN mensajero, el cual, dirige la síntesis de proteínas y en particular de las enzimas - Es una estructura estable en la vida de la célula, a diferencia de otras sustancias, las cuales son objeto de continua renovación. 92 - Para la división celular, es necesario la duplicación del ADN. Este proceso puede ser alterado por la radiación ionizante, ya que el ADN es muy sensible a ésta. La distribución aleatoria de los procesos de absorción de energía causados por las radiaciones ionizantes, puede dañar de muchas formas partes vitales de la doble hélice del ADN, a través de: 1. Ruptura de cadenas (centraremos la atención sobre este efecto): La ruptura puede producirse en una (Single strand break, SSB) o en las dos cadenas (Double strand break, DSB) de la doble hélice, en general en la unión fosfodiéster. 2. Alteración de las bases: Pueden ser destruidas, produciéndose la pérdida o deleción, o modificadas, conduciendo a una sustitución. Cualquiera de estos hechos acarrea la alteración de la secuencia normal de nucleótidos en un gen que pasará a codificar una proteína diferente (o directamente no se expresará) 3. Alteración de los azúcares: La oxidación de los azúcares puede conducir a su desprendimiento, acompañado de la liberación de la base unida a él (deleción) 4. Formación de puentes (cross links): Pueden formase puentes anómalos entre las dos cadenas, alterando la correcta complementariedad de las bases. 5. Escapa a los alcances de este texto abundar en los mecanismos de reparación del ADN dañado, aunque resulta importante considerar que las células han desarrollado un sistema de reparación complejo, mediante mecanismos de reparación enzimática, éstos son específicos para las diferentes formas moleculares del daño del ADN y por medio de ellos, las lesiones inducidas por radiaciones ionizantes, ultravioleta y agentes químicos, son identificados y corregidos. Para la reparación de una rotura, se requiere que la cadena complementaria que le sirve de molde, esté intacta. Si estas lesiones no se reparan, pueden expresarse en algunos casos, por alteraciones en la replicación del ADN, o bien, en su transcripción, dando lugar a proteínas anormales. Sin embargo, los procesos de reparación pueden estar sujetos a altos porcentajes de error si, a pesar de que la integridad del ADN, en su conjunto se encuentra intacta, se producen pequeños cambios en la secuencia de bases (mutaciones puntuales) en los lugares donde se produjeron las lesiones iniciales, también pueden ocurrir alteraciones de mayor intensidad, tales como la deleción o modificación de genes. 93 Los efectos de las radiaciones ionizantes sobre el ARN, son menos conocidos que sobre el ADN. En general, podemos decir que la síntesis del ARN es menos sensible a los efectos de las radiaciones ionizantes. b. EN LOS CROMOSOMAS Los cromosomas son el soporte de los genes y están constituidos por ADN, ARN, proteínas básicas y otros componentes. Las mutaciones son modificaciones del material genético (ADN), no reparadas o mal reparadas y que pueden ser compatibles con la división celular, presentando caracteres nuevos. Lógicamente podrán tener consecuencias hereditarias, las que afecten a las células germinales. En las mutaciones cromosómicas, las alteraciones se detectan microscópicamente y los cambios estructurales y de importancia producidos, se denominan aberraciones cromosómicas, resultan de una irradiación antes de la fase de síntesis “S” (duplicación de ADN) en el ciclo celular. c. EN OTROS ELEMENTOS CELULARES El citoplasma tolera dosis de radiación superiores al núcleo, de tal manera que sólo grandes dosis aplicadas al citoplasma pueden ser la causa de la muerte celular. La liberación de las enzimas catabólicas contenidas en los lisosomas, tras la irradiación puede tener consecuencias fatales para las células. Otros componentes de la célula que pueden ser alterados son: la membrana celular, el retículo endoplasmático y las mitocondrias. 4.6 RADIOSENSIBILIDAD Bergonié y Tribondeau observaron en 1906, que la radiosensibilidad estaba en función del estado metabólico del tejido irradiado. La ley de Bergonié y Tribondeau, básicamente afirma: - Cuando más madura es una célula, más resistente es a la radiación. - Cuanto más joven son los tejidos y los órganos son más radiosensibles. - Cuando el nivel metabólico es elevado, la radiosensibilidad también lo es. - Al aumentar la tasa de proliferación celular y la tasa de crecimiento de los tejidos la radiosensibilidad aumenta. 94 La sensibilidad de las células a la radiación, depende de la fase del ciclo celular en que se encuentre. La célula posee las siguientes fases que constituyen el ciclo celular, que en células autosómicas se llama “mitosis” (células hijas que reciben el mismo número de cromosomas) y en gonosómicas “meiosis” (células hijas que reciben el número haploide de cromosomas) (Figura 4.4): Fase G1.- Es la fase de reposo celular que sigue a la mitosis o división y es la de duración más variable de unos tipos celulares a otros. Fase de síntesis (S).- Durante esta fase, la célula duplica la cantidad de ADN que hay en el núcleo. Fase G2.- En la cual se sintetizan las proteínas necesarias para la mitosis. Mitosis (M).- La célula se divide en dos células hijas, cada una de las cuales contiene la totalidad de la información genética de la célula inicial. Los tipos celulares con alta tasa de replicación presentan una fase G1 o de reposo, proporcionalmente muy breve, con relación a la duración de las fases S, G2, y M, que son las relacionadas con la división celular. Por tanto, estos tipos celulares ofrecen más posibilidades que las células estables, para que se afecte el proceso de división, ya que es más probable que las radiaciones ionizantes encuentren un mayor número de células en dichas fases. Los tejidos formados por células con una alta tasa de replicación, se acompañan siempre de una vida media celular muy corta, por lo que la alteración en el proceso de mitosis impide la constante regeneración celular, que en condiciones normales, aseguran un número estable de células. 95 Figura 4.4 Esquema del Ciclo Celular en sus diferentes fases En general, los órganos presentan un grado de radiosensibilidad que es directamente proporcional a su grado de diferenciación. Por esta razón, interesa clasificar a los tejidos según su grado de renovación celular, pudiendo dividir a estos en: - Sistemas de renovación rápida: Con una renovación continua y rápida de células (días o semanas). Este es el caso de las células de la médula ósea, epitelio del tubo gastrointestinal, la piel y los testículos. - Sistema de renovación condicional: En circunstancias normales, revelan una proliferación nula o muy lenta, debido a la longevidad indefinida de las células diferenciadas. Así ocurre con células como las del hígado y riñón, que pueden reemplazar, por proliferación, a las destruidas. - Sistemas Estáticos: No presentan capacidad de auto renovación; por ejemplo el sistema nervioso central, donde las neuronas mueren continuamente en el organismo adulto y no son remplazadas por proliferación de otras. En cuanto a la respuesta celular a la irradiación, aparece en el siguiente orden según se utilicen dosis progresivamente crecientes: - Retraso mitótico: Al detenerse las células en la fase G2, se produce un retraso en la mitosis y por tanto el número de células que entran en la división. Cuando este efecto pasa puede venir un efecto de rebote, es decir, aumenta el número de mitosis por encima del que había antes de la irradiación. A este fenómeno se lo denomina “sobrecarga mitótica”. 96 - Fallo reproductivo: Este fenómeno se caracteriza porque las células pueden perder la capacidad de dividirse repetidamente, aunque lo hagan, durante una o más generaciones. En este sentido, el fallo mitótico está muy relacionado con los cromosomas. - Muerte en interfase: Se necesitan dosis grandes. La muerte se produce antes de entrar la célula en división. Esta forma de muerte se puede producir en las células de todos los tejidos, pero no está relacionada con el ciclo celular y explica la muerte celular de tejidos sin capacidad renovadora (sus células no se dividen) como el tejido muscular, cuyas células están detenidas en G1. - Muerte inmediata por necrosis: Ocurre cuando las dosis de radiación son muy elevadas. La necrosis por licuefacción, ocurre de una manera más rápida, que la necrosis por coagulación. FACTORES QUE AFECTAN A LA RADIOSENSIBILIDAD En el medio ambiente y de trabajo del ser humano, se producen con frecuencia situaciones, en la que diferentes factores de naturaleza física, química o biológica, pueden combinarse con las radiaciones ionizantes, para dar lugar a efectos perjudiciales. 1. Factores Físicos - Transferencia lineal de energía (LET): Es la energía depositada por unidad de recorrido de la partícula, en otras palabras, es una medida de la tasa a la que se transfiere la energía desde la radiación ionizante hasta el tejido. Se mide en keV de energía transferida por micrómetro de recorrido en el tejido. La radiación con mayor LET, tiene mayor capacidad de ionización y por tanto, es más dañina para la célula; éste es el caso de las partículas alfa, neutrones y protones. El LET de los rayos X de diagnóstico, es de alrededor de 3 KeV/µ, lo que supone un valor relativamente bajo. - Eficacia biológica relativa (RBE).- La EBR se define como la relación entre la dosis absorbida de radiación de baja LET capaz de producir un dado efecto biológico la dosis absorbida de radiación de alta LET que produce ese mismo efecto. Los rayos X de diagnóstico tienen un RBE de 1. La radiación con LET más baja que los rayos X de diagnóstico, tendrán un RBE inferior a 1, mientras que las radiaciones con LET más alto tienen un RBE mayor (Fig. 4.5). 97 Figura 4.5 Eficiencia Biológica Relativa y Transferencia Lineal de Energía - Fraccionamiento de Dosis.- Si se suministra una dosis de radiación durante un período prolongado de tiempo, en lugar de hacerlo rápidamente, el efecto de esa dosis será menor. Esa prolongación en el tiempo, puede obtenerse en dos formas. - En forma prolongada, si la dosis se suministra continuamente, pero con una tasa más baja; por lo tanto la prolongación de la dosis disminuye su efectividad, debido a la tasa de dosificación y al tiempo de irradiación. Y en forma fraccionada, si la dosis se suministra a la misma tasa de dosificación, pero en diferentes fracciones iguales, separadas entre sí por un determinado tiempo; éste fraccionamiento reduce su efectividad ya que entre las dosis sucesivas se produce un cierto grado de reparación y recuperación hística. 2. Factores Químicos Algunas substancias químicas pueden modificar la respuesta de las células, los tejidos y los órganos; pero para que éstos sean eficaces deben estar presentes cuando se produce la irradiación. Los efectos combinados, por ejemplo, de fármacos e irradiación pueden clasificarse en los siguientes tipos: - Independiente.- Su independientes. toxicidad 98 y sus mecanismos de acción son - Sinergismo.- Que abarca dos modelos: aditivo, cuando la acción resultante del fármaco y la irradiación, es mayor que la suma de los efectos independientes, y multiplicativo, cuando la acción resultante del fármaco y de la irradiación es mayor que el producto de los efectos independientes. - Antagonismo.- Que también abarca dos modelos: aditivo, cuando la acción resultante de ambos efectos es menor que la suma de los efectos independientes y multiplicativo cuando la acción de ambos efectos, es menor que el producto de los efectos independientes. Los agentes que potencian el efecto de la radiación se denominan radiosensibilizadores; algunos ejemplos los encontramos en las pirimidinas halogenadas, el metotrexato, la actinomicina D, la hidroxiurea y la vitamina K. Las pirimidinas halogenadas se incorporan al ADN de la célula y tienden a incrementar los efectos de la radiación sobre esa molécula. Todos los radiosensibilizadores tienen una relación de efectividad de alrededor de 2; es decir, si 200 rad matan el 90% de un cultivo celular, en presencia de un agente sensibilizador, sólo se necesitan 100 rad, para producir la misma letalidad. 3. Factores Biológicos Existen varias condiciones biológicas que alteran la respuesta a la radiación; algunos de éstos guardan relación con las condiciones intrínsecas del individuo, en tanto otras están relacionados con modificadores introducidos. Entre estos factores se puede mencionar los siguientes: - Efecto del oxígeno: El tejido biológico es más sensible a la radiación, cuando se irradia en estado de aerobiosis u oxigenación, que cuando se hace bajo condiciones de anoxia o hipoxia. Esta característica del tejido biológico se describe como la relación de potenciación del oxígeno. El oxígeno hiperbárico (a presión alta) se ha utilizado en radioterapia, como un intento de aumentar la radiosensibilidad de los tumores nodulares avasculares, que son menos radiosensibles, que las neoplasias con elevado suministro de sangre. - Edad: La edad de una estructura biológica, tiene que ver con su radiosensibilidad. El hombre es más radiosensible antes del nacimiento y disminuye la sensibilidad después hasta la madurez, momento en el cual los individuos presentan resistencia máxima a los efectos inducidos por la radiación. 99 - Sexo: Se han realizado muchos estudios en los que parece ser que la mujer soporta un 5 -10 % más radiación que el hombre; por lo tanto, las mujeres son menos radiosensibles que los hombres. - Reparación celular: Si la radiación no es lo suficientemente alta, como para matar a las células antes de la división siguiente (muerte en interfase), las células se recuperarán del daño por radiación subletal, después de un cierto tiempo. A nivel del cuerpo completo, la recuperación del daño por radiación se ve facilitada por la repoblación de las células supervivientes. Si un tejido u órgano recibe una dosis de radiación suficiente, responderá con disminución de su tamaño; esto se llama atrofia, esto se debe a que algunas células mueren, se desintegran y son eliminadas. 4.7 EFECTOS PRODUCIDOS POR LA RADIACIÓN Una primera clasificación se da al considerar los efectos producidos por las radiaciones ionizantes como genéticos, si afectan a las células germinales y se transmiten hereditariamente y efectos somáticos, si no se transmiten hereditariamente. A su vez en función de la incidencia que tiene la radiación sobre los efectos, se clasificaran en estocásticos y no estocásticos. a. EFECTOS ESTOCÁSTICOS Los efectos estocásticos se producen de manera probabilística cualquiera sea el nivel de dosis absorbida, por lo tanto no presenta umbral, tiene un largo período de latencia (años antes de que se exprese el cáncer, o en la generación posterior en el caso de los efectos hereditarios) y la probabilidad de ocurrencia varía con la dosis (Fig. 4.6). FRECUENCIA DOSIS SEVERIDAD DOSIS Figura 4.6 Relación dosis-frecuencia y dosis-severidad 100 Por lo tanto, los efectos estocásticos se caracterizan por: - La probabilidad de ocurrencia, frecuencia, se incrementa con la dosis. - La severidad de los efectos estocásticos es independiente de la dosis. - Conservan su aleatoriedad original dado que son expresión de lo sucedido a “una sola célula”. - La gravedad del efecto no depende de la dosis, pues una vez producidos, son siempre graves. Los efectos estocásticos en células somáticas pueden provocar la inducción de un cáncer en la persona expuesta, tumores malignos como la leucemia, carcinoma de la piel, carcinoma del pulmón, etc. En tanto que en las células germinales, pueden provocar trastornos hereditarios en la progenie de aquellos que han sido irradiados. Una mutación podría producirse tan solo si una partícula ionizante interacciona con una región clave del ADN, aunque la probabilidad de que ocurra tal suceso es mínima. Sin embargo, si inciden varios millones de estas partículas, la probabilidad de que ocurra una mutación aumenta, pero no la probabilidad de que esta mutación sea de consecuencias más graves que la anterior. 1. Carcinogénesis. Se denomina carcinogénesis a la sucesión de eventos que llevan a la aparición de un cáncer. Se incluye bajo esta denominación a un conjunto de enfermedades que pueden afectar distintos órganos, que tienen como elemento común el crecimiento celular ilimitado, invasivo, potencialmente letal. La manifestación clínica de un cáncer, es el resultado de una serie de cambios celulares producidos a lo largo de un tiempo muy prolongado, denominado período de latencia. Es un proceso complejo, de etapas múltiples, que tienen su origen en mutaciones relativamente simples a nivel de la molécula del ADN. Si el daño radioinducido en una célula no es reparado o es reparado de manera ineficaz y si la falla resultante (mutación) es compatible con la vida de la célula, ésta seguirá viviendo y dará origen a un clon de células transformadas, que podrá o no culminar en un cáncer clínicamente manifiesto. El cáncer puede ser iniciado por las radiaciones ionizantes o aparecer de forma espontánea. 101 2. Efectos Hereditarios. Los daños genéticos ocurren debido a alteraciones (mutaciones) en la estructura o en la regulación de los genes en las células germinativas. Estos trastornos se clasifican en tres grupos: - Mendelianos, o sea aquellos debidos a mutaciones en genes simples y que siguen las leyes mendelianas de la herencia. Estos incluyen: Trastornos Autosómicos Dominantes: el gen dominante autosómico será transmitido al 50% de la progenie del individuo afectado, aunque no es siempre expresado en el mismo grado en todos los individuos. Mutaciones Autosómicas Recesivas: son expresadas cuando únicamente ambas copias del gen son anormales. Para que se produzca la expresión, la misma mutación debe ser heredada de ambos progenitores. Ligada al Cromosoma X: el gen que produce el fenotipo anormal está localizado en el cromosoma X, que será transmitido a la descendencia femenina, con los dos cromosomas X. - - Aberraciones Cromosómicas, debido a cualquiera de las anomalías cromosómicas: Alteraciones Numéricas: en la trisomía, un cromosoma está presente tres veces en lugar de dos; y en la monosomía, hay uno solo, en lugar del par. La mayoría de monosomías resultan fatales en una etapa muy temprana del embarazo, pero las trisomías suelen llevar a abortos tardíos o a severas malformaciones congénitas. Alteraciones Estructurales: las más importantes son las translocaciones y las deleciones del material cromosómico. En las translocaciones, segmentos o todo el brazo son intercambiados entre dos cromosomas no homólogos. En las deleciones, se pierde un pequeño fragmento del cromosoma. Multifactoriales, resultantes de la acción unificada de múltiples factores genéticos y ambientales. b. EFECTOS NO ESTOCÁSTICOS O DETERMINISTAS Los efectos no estocásticos pueden ser el resultado de una irradiación global o de un tejido, provocando la muerte de una cantidad tal de células que no pueda ser compensada por la proliferación de células viables. Si la pérdida celular es lo 102 suficientemente elevada el daño resultante puede afectar la función del órgano y hacerse clínicamente evidente. La frecuencia y severidad de un efecto determinístico, caracterizado por una determinada condición patológica, aumenta en función de la dosis en una población de individuos con variada sensibilidad. Los individuos que presentan una mayor radiosensibilidad pueden manifestar un dado efecto con dosis menores que las necesarias para producir el mismo efecto en individuos menos radiosensibles (Fig. 4.7). Cabe señalar que el umbral de dosis dependerá del parámetro de observación y de la sensibilidad de la técnica de medición. En términos generales se entiende por dosis umbral a la dosis de radiación necesaria para provocar un dado efecto en por lo menos el 5% de los individuos expuestos. A medida que la dosis aumenta, el efecto se manifiesta en un porcentaje cada vez mayor de individuos hasta llegar a un nivel de dosis tal, que el efecto resulta clínicamente evidente en el 100% de la población. Los efectos determinísticos o no estocásticos se caracterizan por: - A mayor dosis mayor severidad y frecuencia - La gravedad depende de la dosis. - Existe una relación DOSIS - EFECTO. - Tienen un umbral de dosis a partir del cual se observan. - Tienen una latencia breve (minutos, horas, días, meses, excepcionalmente años). - Los primeros efectos en manifestarse se presentan en los tejidos de renovación rápida antes que en los de renovación lenta. 103 Figura 4.7 Relación dosis-frecuencia y dosis-severidad Los efectos determinísticos pueden ser tempranos o tardíos. El tiempo post-irradiación a partir del cual se puede detectar un efecto determinístico depende, entre otros factores, de la cinética de proliferación del tejido irradiado. Los tejidos de renovación rápida como la médula ósea y la epidermis manifiestan el daño a corto plazo (días, semanas). Los tejidos de renovación lenta como el tejido conectivo y el vascular, evidencian clínicamente el daño radioinducido en forma tardía (meses o años después de la irradiación). Los efectos determinísticos pueden ocurrir como consecuencia de una irradiación externa o interna, instantánea o prolongada, sobre todo o parte del cuerpo (global, parcial o localizado), provocando la muerte de una cantidad de células tal, que no pueda ser compensada por la proliferación de células viables. La pérdida resultante de células puede comprometer la función de un órgano o tejido. Se entiende como irradiación global aquella que involucra la totalidad del cuerpo y cuya distribución puede ser homogénea o heterogénea. Una irradiación global puede considerarse como homogénea cuando las diferencias entre las dosis absorbidas en distintos territorios no superan un factor 3. La irradiación parcial se produce cuando es irradiada una porción del cuerpo, principalmente cabeza, tórax o abdomen. Se define como irradiación localizada a la sobreexposición de una fracción limitada del cuerpo que, aunque puede ser severa en sí misma, no implica necesariamente la ocurrencia de un cuadro sistémico. La información acerca de los efectos determinísticos en humanos se sustenta en observaciones en los sobrevivientes de las bombas atómicas de Hiroshima y Nagasaki, el análisis de las consecuencias de sobreexposiciones accidentales y el seguimiento de pacientes irradiados con fines terapéuticos. 104 La información obtenida a partir de estudios en animales de experimentación ha contribuido a interpretar los mecanismos involucrados. 1. Síndrome Agudo de la Radiación (SAR) Se define como síndrome agudo de radiación (SAR), al conjunto de síntomas y signos consecutivos a una irradiación de todo el cuerpo, cuya severidad depende de la magnitud de la dosis absorbida y de su distribución temporoespacial. El SAR es una manifestación del tipo determinístico, esto es, solamente se desarrolla si se supera un cierto un umbral de dosis. Para exposiciones agudas y únicas, este umbral se encuentra entre 0,8 y 1 Gy. De acuerdo a la dosis en todo el cuerpo, se pueden distinguir las siguientes formas del Síndrome Agudo de Radiación (SAR): - Hematopoyética: para dosis comprendidas entre 1-10 Gy - Gastrointestinal: dosis entre 10-20 Gy - Neurovascular: con dosis superiores a los 20 Gy. A su vez, cada una de estas 3 formas del SAR evoluciona clínicamente en 4 fases sucesivas: 1. Prodromal 2. Latencia 3. Crítica o de Estado 4. Recuperación o Muerte Tanto la severidad como la cronología de aparición de las manifestaciones clínicas del SAR dependen de la dosis (tabla 4.1). La etapa prodromal se desarrolla en las primeras horas siguientes a la irradiación, iniciándose con fatiga que, en algunos casos, puede evolucionar hacia la apatía, debilidad extrema o postración. Otros signos y síntomas incluyen anorexia, nauseas, vómitos, diarrea, cefalea, eritema, y fiebre. Estas manifestaciones clínicas tienen duración variable, dependiente de la dosis recibida, desapareciendo espontáneamente, dando lugar a la fase de latencia. Cuanto mayor es la dosis recibida, más precoces son las manifestaciones prodromales, mayor es su intensidad y su duración. 105 El 90% de los individuos que reciban una dosis de cuerpo entero entre 3,5 y 5,5 Gy, presentarán náuseas y vómitos de intensidad moderada a severa, en 1 a 3 horas luego de la exposición. Tabla 4.1 Efectos con respecto a la dosis recibida Dosis (Gy) < 0,25 0,25 - 1 1-2 2-4 4-6 6 - 10 Efecto No hay manifestaciones clínicas. Sólo puede detectar un aumento en la frecuencia de aberraciones cromosómicas en linfocitos. Sin síntomas o náuseas transitorias. En sangre disminución de linfocitos, a veces leve reducción del número de plaquetas. En algunos pacientes se registran cambios en el electroencefalograma. Tratamiento: sintomático. Vigilancia médica durante algunos días. Grado leve de la forma hematopoyética del SAR. En un porcentaje de los sobreexpuestos se presentan náuseas y vómitos en las primeras horas. Entre las 6 y 8 semanas hay una discreta disminución del número de neutrófilos y plaquetas, que no llega a comprometer el pronóstico vital. Se debe realizar seguimiento hematológico. La mayoría de los pacientes se recupera sin tratamiento. Grado moderado de la forma hematopoyética. La mayoría de los sobreexpuestos presentan náuseas y vómitos luego de 1 – 2 horas. El nivel más bajo en el número de neutrófilos y plaquetas (nadir) se alcanza entre 3 y 4 semanas p.i., pudiendo acompañarse de fiebre y hemorragias. Con las condiciones terapéuticas actuales estos pacientes se pueden recuperar. Grado severo de la forma hematopoyética. Las náuseas y vómitos aparecen luego de 0,5 - 1 hora. Diarrea luego de las 2 horas. Hay fiebre y eritema en piel y mucosas. Los valores más bajos en el recuento de neutrófilos y plaquetas ocurren entre la 2da - 3ra semana, y persisten durante 2 semanas Sin tratamiento, la mayoría de los pacientes mueren como consecuencia de hemorragias e infecciones. Sin embargo, si se aplica tratamiento de sostén, la mayoría de los sobreexpuestos tienen posibilidad de recuperación. Grado extremadamente severo de la forma hematopoyética Las náuseas y vómitos aparecen dentro de los 30 minutos posteriores a la sobreexposición. Un alto porcentaje de sobreexpuestos presentan diarrea en 1 - 2 horas. Los niveles más bajos de neutrófilos y plaquetas se detectan a los 10 - 14 días Sin el tratamiento correspondiente la mortalidad alcanza el 100%. 106 > 10 Si la terapia es la apropiada, y se aplica tempranamente, una fracción de los sobreexpuestos se puede recuperar. La mortalidad en estos casos está dada por la asociación entre la grave insuficiencia hematoopoyética y lesiones en otros órganos, tales como el tracto gastrointestinal y el pulmón. Se desarrollan las formas gastrointestinal, cardiovascular y neurológica. Para irradiación homogénea, aún con tratamiento la letalidad es del 100 %. Distintos intentos se han realizado para definir la relación dosis-respuesta para diferentes signos y síntomas de la etapa prodromal del SAR. Uno de ellos ha sido la dosis efectiva 50 (DE50), es decir la dosis necesaria para producir una determinada respuesta en el 50% de las personas expuestas. Tabla 4.2 DE50 para síntomas prodomales Respuesta Dosis (Gy) Anorexia 0,63 Náuseas 1,54 Vómitos 2,30 Diarrea 3,02 En la fase de latencia no hay manifestaciones clínicas, es decir, el accidentado permanece asintomático. Este período tiene duración variable y será tanto más corto cuanto mayor haya sido la dosis. Tabla 4.3 Síndrome agudo de Radiación Síndrome agudo de Radiación Duración aproximada (Para el síndrome hematopoyético) Tiempo de aparición de los síntomas Minutos a horas Fase prodromal 1 – 7 días Fase de latencia 7 – 21 días Desde la 2° - 3° semana hasta la 7° semana 8 – 15 semanas Fase crítica Fase de recuperación Las figuras 4.8 a 4.10 presentan de un modo esquemático las principales características de las tres formas del Síndrome Agudo de Radiación. 107 Figura 4.8 Rasgos salientes de la forma hematopoyética del SAR Figura 4.9 Rasgos salientes de la forma gastrointestinal del SAR Figura 4.10 Rasgos salientes en la forma neurovascular del SAR a. Forma hematopoyética del SAR El síndrome hematopoyético se produce con dosis de 1-10 Gy en todo el cuerpo. 108 La muerte puede ocurrir por falla de la función de médula ósea (aplasia medular radioinducida). La figura 4.11 muestra la variación en el tiempo de los distintos tipos de células sanguíneas en el hombre después de diferentes dosis de radiación. Figura 4.11 Variación en el tiempo de las células sanguíneas El recuento de linfocitos es uno de los indicadores sanguíneos más sensibles y precoces de sobreexposición a por radiación. La muerte de los linfocitos en interfase ocurre en las primeras horas post-irradiación (p.i.). Dosis de 1-2 Gy, hacen que su número decline hasta un 50% de su valor normal en 48 hs. Se alcanza una meseta con una duración de casi 45 días, seguida por una lenta recuperación de varios meses. La predictibilidad de la cinética de disminución de los linfocitos luego de una irradiación global ha permitido postularlos como indicadores de dosis, de gran valor en la fase temprana. Los neutrófilos tienen una vida media corta y por ello, como consecuencia de la desaparición de sus células progenitoras, comienzan a disminuir en sangre periférica con el correr de los días. Después de dosis mayores de 2 Gy muestran un incremento precoz (48-72 hs p.i.), tanto mayor cuanto mayor haya sido la dosis (primer “ascenso abortivo”). Este fenómeno resulta de la movilización transitoria de células desde la médula ósea o sitios extramedulares y de la maduración acelerada de los precursores que sobrevivieron. Con dosis supraletales el aumento precoz de neutrófilos es muy pronunciado y persiste hasta la muerte. Esta fase inicial es seguida de un descenso en el número de neutrófilos, cuya cronología e intensidad son dependientes de la dosis. A los 10 días después de dosis inferiores a 5 Gy, comienza un segundo “ascenso abortivo”, probablemente debido a la división celular de una población dañada, que no puede continuar su proliferación. La ausencia de este segundo “ascenso abortivo” es un signo de mal pronóstico (sugiere dosis 109 mayores de 5 Gy). Esta etapa es seguida de un segundo descenso de duración variable de acuerdo a la dosis. Cuando el paciente sobrevive a la caída de neutrófilos, le sigue una espontánea recuperación, que comienza alrededor de la 5ta semana. El tiempo transcurrido irradiación hasta el en que los neutrófilos caen al valor crítico de 500 por µL puede resultar un indicador de valor pronóstico. Con dosis de aproximadamente 6 Gy, el nivel de neutrófilos puede alcanzar ese nivel crítico de 500/µl en 12-14 días mientras que con dosis de 2-5 Gy ese nivel se observa entre los días 20 y 30. Durante el período crítico el riesgo de infecciones es muy elevado por lo que el paciente debe ser mantenido en condiciones de aislamiento estéril. Existen recursos terapéuticos para favorecer la recuperación medular (factores de crecimiento o terapias sustitutivas). El comportamiento de las plaquetas es similar a la de los neutrófilos, pero éstas no presentan un segundo “ascenso abortivo”. Las plaquetas pueden mostrar un aumento durante los primeros 2-3 días p.i., seguido de una acelerada disminución. Con dosis de 1 Gy se alcanza un nivel mínimo alrededor de 30 días p.i. Con dosis de 6 Gy, el nivel mínimo es observado a los 10-15 días. Cuando el número de plaquetas alcanza valores críticos puede haber hemorragias, que pueden ser prevenidas mediante transfusión de plaquetas frescas. Los eritrocitos maduros (glóbulos rojos) no son radiosensibles y tiene una larga vida medios (120 días). La muerte radioinducida de sus progenitores en médula ósea se evidencia tardíamente en sangre periférica, a medida que los eritrocitos que desaparecen no son reemplazados. En cambio los reticulocitos (glóbulos rojos inmaduros) son radiosensibles y se puede observar una caída precoz en su número, con desaparición casi total de la fracción más inmadura. El índice de madurez reticulocitaria (IMR) puede constituir así un indicador pronóstico. b. Forma gastrointestinal del SAR Con superiores a 10 Gy la irradiación induce la muerte de las células tronco (“stem cells”) de las criptas intestinales, con denudación progresiva de la mucosa, alteración de la absorción de agua y nutrientes y aumento de la pérdida de sales y fluidos. Puede haber hemorragias e infecciones, agravando la injuria y contribuyendo a la muerte. Pueden observarse úlceras gástricas y colónicas. La enteritis severa ocurre alrededor de 4 días después de dosis de 10 Gy. El cuadro clínico es de dolor abdominal tipo cólico, fiebre y diarrea sanguinolenta muy intensa. c. Forma neurovascular del SAR Se presenta con dosis superiores a los 20 Gy en todo el cuerpo. El síndrome del sistema nervioso central se caracteriza por los signos y síntomas de la fase prodromal, agravados, seguido de un período de depresión transitoria o aumento de la actividad motora, hasta una total incapacidad, coma y muerte. Con estas dosis, se producen en el sistema nervioso central cambios patológicos, como un aumento de la permeabilidad 110 vascular, edema y hemorragias. Dosis en el rango de los 50 Gy conducen a la muerte en el término de 48-72 hs. d. Falla multiorgánica múltiple El síndrome de falla orgánica múltiple (FMO) es una complicación con gran morbilidad y mortalidad que en las últimas décadas comenzó a cobrar fuerza como entidad bien definida. Se trata de una disfunción progresiva, y en ocasiones secuencial, de múltiples órganos y sistemas. La presencia de un cuadro de infección sistémica (sepsis) se consideraba hasta hace un tiempo como el factor causal. Pese a que en la actualidad su fisiopatología permanece oscura a pesar de numerosas investigaciones, puede considerarse que el SFMO es la expresión gradual de un fenómeno inflamatorio asociado a una enfermedad aguda y la vía final común de diversas patologías, incluido el SAR. El análisis de los accidentes radiológicos acontecidos en los últimos años ha demostrado que los pacientes que recibieron dosis muy altas desarrollaron disturbios sucesivos en su sistema hematopoyético, gastrointestinal y neurovascular complicados por la respuesta inflamatoria de otros órganos y sistemas (piel, pulmón, riñón) que condujeron a la muerte por FMO. 2. Concepto de Dosis Letal Cuando la dosis en el cuerpo y en particular en médula ósea puede ser determinada, es posible hacer un pronóstico relativamente certero. A diferencia del caso de personas irradiadas por razones médicas en las que se conoce con precisión la tasa de dosis y la distribución de la dosis en el cuerpo, en situaciones accidentales resulta más complejo arribar a una estimación de la dosis absorbida, debiendo recurrir a un abordaje múltiple que incluye la dosimetría física, clínica y biológica. Se define como dosis letal 50/60 (DL50/60) a la dosis de radiación recibida en forma aguda, capaz de inducir la muerte en el 50% de las personas irradiadas al cabo de 60 días, en ausencia de tratamiento. Se pueden mejorar las posibilidades de supervivencia de individuos expuestos a dosis cercanas o mayores que la DL50/60, estimulando a las células madre (“stem cells”) y progenitores viables de la médula ósea mediante factores de crecimiento o utilizando médula o concentrados de células madre de la médula ósea procedentes de un donante compatible, además del cuidado médico apropiado (sustitución de fluidos, antibióticos, fungicidas, aislamiento estéril). La letalidad de una dosis depende de varios factores, entre otros: sexo, edad, estado de salud, radiosensibilidad individual, calidad de la radiación, fraccionamiento y/o prolongación de la dosis en el tiempo. Se ha estimado que para adultos sanos la DL50/60 se encuentra comprendida entre 3 y 4 Gy. Un elemento importante para el pronóstico es la distribución espacial de la dosis. 111 En accidentes, la irradiación es frecuentemente y no es homogénea. Por lo tanto, la dosis promedio en médula ósea es insuficiente para hacer un pronóstico preciso. Pequeños volúmenes de médula ósea que no hayan sido irradiados o que hubieran recibido dosis muy bajas pueden ser suficientes para repoblar las áreas afectadas y recuperar así la función de la médula ósea. Una serie de punciones medulares, en áreas distantes, diseminadas y seleccionadas de acuerdo a las condiciones de la irradiación accidental (la selección se basa en la posición del sujeto en relación a la fuente y a las partes del cuerpo con mayor probabilidad de exposición), da información del grado de uniformidad de la irradiación. Teniendo en cuenta la limitada experiencia humana en exposiciones accidentales y terapéuticas, no se espera que se produzca ninguna muerte para dosis inferiores a 1 Gy; conforme se va aumentando la dosis, el número de muertes en los individuos expuestos irá aumentando progresivamente hasta que, si la exposición se incrementa aún más, se produce la muerte de la totalidad de dichos individuos (fig.5). Figura 4.12 Porcentaje de animales supervivientes La relación dosis-letalidad se describe a menudo por su punto medio (la DL 50/60). Pueden utilizarse los valores de la DL5/60 y la DL95/60 como puntos de referencia para establecer la pendiente de la relación. En la siguiente tabla se presentan rangos de dosis letales, así como el tiempo aproximado entre la exposición y la muerte. 112 Tabla 4.4 Rangos de dosis letales Estos tiempos corresponden a dosis recibidas en un breve período de tiempo (minutos). Se requiere una dosis mayor en la totalidad del cuerpo para que se produzcan estos efectos si la dosis se recibe en un período de tiempo mayor (horas, días). 3. Influencia de la Calidad de la Radiación Los efectos determinísticos producidos por la exposición a radiación de alta LET son similares a los causados por exposición a las de baja LET, pero su frecuencia y severidad son mayores por unidad de dosis absorbida en el caso de radiación de alta LET. Estas diferencias pueden expresarse desde el punto de vista de la eficacia biológica relativa (EBR) para el efecto en consideración. Las eficacias biológicas relativas para los efectos determinísticos dependen de la dosis y aumentan cuando disminuyen las dosis hasta un presunto valor máximo (EBRm) para una radiación dada en un tejido determinado. 4. Distribución Temporal de la Dosis Cuando la radiación se divide en dos o más fracciones de dosis, la dosis total necesaria para ocasionar determinado nivel de daño es menor. Por esto se puede decir que las dosis fraccionadas son usualmente menos injuriosas que iguales dosis en irradiaciones únicas o agudas. Esto obedece a varios factores, entre otros: reparación del daño subletal, reparación del daño potencialmente letal y repoblación de las células sobrevivientes, redistribución de las células en el ciclo mitótico y reoxigenación de células hipóxicas. Se ha demostrado que estos factores operan de diferente modo en diferentes tejidos, de modo que la influencia del fraccionamiento de la dosis es tejido-dependiente. En efecto, el fraccionamiento y la protacción de la dosis conducen a efectos menos severos que iguales dosis administradas en forma aguda. No obstante, la respuesta de 113 los tejidos al fraccionamiento y a la protacción difiere de acuerdo a su cinética de renovación. En el caso de la radioterapia, la prolongación del tiempo total de tratamiento (protracción) incide sobre los efectos tempranos que se observan en los tejidos de renovación rápida (Ej.: médula ósea, piel, mucosas) pero tiene poca influencia sobre los efectos tardíos en tejidos de renovación lenta (Ej.: tejido conectivo y vascular). Estos últimos en cambio son más susceptibles a los cambios en el tamaño de la dosis por fracción (fraccionamiento). Con esquemas de fraccionamiento no convencionales de radioterapia con menor número de fracciones y dosis por fracción más elevadas se observa un aumento de las complicaciones tardías, con poca o ninguna diferencia en la severidad de los efectos agudos 5. Síndrome Cutáneo Radioinducido (SCR) El conjunto de síntomas y signos observables luego de la irradiación localizada de la piel se ha denominado síndrome cutáneo radioinducido (SCR). Los efectos de las radiaciones sobre la piel son dependientes de la dosis, la calidad de la radiación y de la superficie irradiada. El fraccionamiento o protracción de la dosis en el tiempo resulta en efectos de menor severidad que los que se observan luego de irradiaciones agudas. La respuesta de la piel frente a las radiaciones ionizantes se asemeja mucho a la que se observa como consecuencia de la acción de otras noxas tales como la injuria térmica. La escala de severidad de los síntomas es similar al que se aplica para quemaduras convencionales: eritema, edema, flictena, úlcera y necrosis. No obstante, a diferencia de las quemaduras térmicas, las quemaduras radiológicas no se evidencian en forma inmediata sino que existe un retardo de aparición de los síntomas que es función de la dosis y de la cinética de proliferación de los tejidos irradiados. Estas lesiones se caracterizan por presentar una evolución cíclica con alternancia de períodos críticos y períodos clínicamente silenciosos. EL SCR se manifiesta a través de fases sucesivas cuya cronología y severidad se relacionan con la magnitud de la dosis y las condiciones de exposición. En las primeras horas posteriores puede observarse una fase de eritema agudo transitorio debido la liberación de péptidos vasoactivos y citoquinas proinflamatorias que conducen a fenómenos de vasodilatación local, seguido de una fase de latencia clínica tanto más corta cuanto mayor haya sido la dosis. Es frecuente que el eritema se acompañe de edema debido al aumento de la permeabilidad capilar. Una segunda fase de eritema suele preceder a la epitelitis seca o exudativa, que puede evolucionar hacia la ulceración. Luego de dosis muy altas 114 estas úlceras evolucionan hacia la necrosis debida a la severa afectación del lecho vascular. La disfunción endotelial radioinducida puede conducir a la oclusión vascular debida a endarteritis obliterante. La radiodermitis se expresa muy tardíamente con atrofia dérmica, alteraciones pigmentarias y telangiectasias debidas a dilatación de capilares de la dermis superficial. En algunos casos el cuadro evoluciona hacia una fibrosis tardía con presencia de miofibroblastos crónicamente activados. Se ha propuesto que la aumento en la producción local de especies activas del oxígeno (radicales libres) podrían jugar un rol en la autoperpetuación del proceso fibrótico. La topografía del edema temprano da una idea del volumen irradiado. Asimismo la dimensión y distribución de las flictenas (ampollas), puede contribuir a la estimación de la dosis: la periferia de una flictena puede correlacionarse con una curva de isodosis de alrededor de 20 Gy. Su cronología de aparición depende de la dosis recibida por la capa basal: tanto más precoz cuanto mayor haya sido la dosis. Mientras que las manifestaciones precoces del SCR se relacionan con el daño en las células de la capa basal de epidermis, las manifestaciones tardías tienen su origen en el daño producido a nivel de la dermis, particularmente en el tejido vascular (endotelios) y en el tejido conectivo. Las dosis umbral para efectos determinísticos en la piel después de una dosis aguda en un campo de 3 cm de diámetro, se encuentra en los siguientes rangos: Tabla 4.5 Dosis umbral para efectos determinísticos Manifestación Umbral (Gy) Eritema 3 – 10 Depilación temporaria 3–7 Depilación permanente 7 – 10 Epitelitis seca 10 – 15 Epitelitis exudativa 15 – 25 Necrosis > 25 6. Efectos Determinísticos Sobre Otros Órganos La irradiación de los distintos órganos y sistemas del organismo puede conducir a efectos determinísticos que resulten en alteraciones clínicamente evidentes, ya sea debido al daño sufrido por las células funcionales (parénquima) o por los tejidos de soporte conjuntivo-vascular (estroma). Los tejidos irradiados muestran con frecuencia cambios vasculares, en general mucho tiempo después de la irradiación y se ha postulado que el daño vascular es el camino común de toda lesión radioinducida tardía. 115 Los órganos que tiene unidades funcionales que operan “en paralelo” (Ej.: los nefrones del riñón, los lobulillos hepáticos, las unidades secretorias de las glándulas, etc.) no evidencian alteraciones funcionales hasta que una fracción crítica del órgano se ve afectada por acción de la radiación. En cambio, en los órganos cuyas subunidades funcionales operan “en serie” (Ej.: la médula espinal, los uréteres, las vías biliares, etc.) basta con que una sola de estas unidades funcionales sea dañada para que la función de ese órgano se afecte (Ej.: la afectación de la médula espinal en un sólo nivel puede ocasionar parálisis, la fibrosis de una pequeña porción del uréter puede ocasionar una obstrucción urinaria, la estenosis de la vía biliar puede producir ictericia, etc.). Se describirán a continuación ejemplos de efectos determinísticos radioinducidos en algunos de los órganos más relevantes. a. Sistema Respiratorio Son necesarias dosis superiores a los 30 Gy distribuidas temporalmente en fracciones de 2 Gy para producir daño en el tracto respiratorio superior. El daño adopta la forma de inflamación (mucositis), úlceras, atrofia y fibrosis. El pulmón es el órgano más sensible del tórax. El tejido pulmonar presenta escasa capacidad de regeneración y constituye un órgano crítico luego de una irradiación de todo el cuerpo o parcial. La neumonitis intersticial suele sobrevenir poco tiempo después de la irradiación, con un cuadro de tos y eventualmente fiebre. Cuando la mayor parte o todo el volumen de ambos pulmones son irradiados se puede producir neumonitis mortal. La DL50 por irradiación aguda de todo el tejido pulmonar es de 8-10 Gy y 20-30 Gy para exposiciones fraccionadas. Se ha discutido mucho sobre la causa de la neumonitis radioinducida. Se cree que las células blanco para el daño radioinducido son las células alveolares que producen factor surfactante (neumonocitos tipo 2), contribuyendo al daño la injuria vascular. La neumonitis aguda puede evolucionar hacia una radiofibrosis semanas o meses después, con reducción de la capacidad vital y una disminución del volumen máximo de exhalación. b. Sistema cardiovascular El corazón no es considerado un órgano altamente radiosensible. Sin embargo, una dosis fraccionada de 40 Gy puede causar algún grado de degeneración miocárdica, y una dosis fraccionada mayor de 60 Gy en todo el corazón puede inducir derrame pericárdico y pericarditis constrictiva. Cuando solo una fracción del corazón es irradiado su tolerancia es mayor, pero 60 Gy pueden sin embargo causar cambios degenerativos y fibrosis en el área expuesta. Los vasos sanguíneos en todos los órganos muestran cambios después de dosis de 4060 Gy, siendo el endotelio vascular el blanco más sensible. La permeabilidad vascular y flujo sanguíneo tienden a incrementarse en las primeras fases de la respuesta, para 116 ser seguida después de varios meses por disfunción endotelial, engrosamiento de la membrana basal, fibrosis progresiva con estrechamiento de la luz y reducción del flujo sanguíneo. Estos cambios son acompañados de tortuosidad de arterias y arteriolas, atrofia de músculo liso vascular, degeneración de elementos elásticos en la pared arterial y, constricción y dilatación focal vascular. La alteración de la función vascular, que lleva a la atrofia del tejido en distintos órganos, sugiere que el daño vascular juega un importante rol en la injuria tardía radioinducida en los tejidos. c. Sistema Digestivo Las diferentes regiones del tubo digestivo exhiben variada radiosensibilidad siendo en orden decreciente: el intestino delgado, recto, colon, estómago y esófago. Los efectos pueden ser tempranos y tardíos. En forma temprana el daño radioinducido en la mucosa digestiva, tejido jerarquizado con una alta tasa de renovación, puede dar lugar la formación de erosiones y úlceras. Estas se constituyen en puertas de entrada a agentes infecciosos y en origen de hemorragias intraluminales. La alteración de la absorción de sales, fluidos y nutrientes, además de la presencia de vómitos y diarreas muy severas, puede llevar en un corto plazo a la deshidratación. Estos efectos pueden conducir a un cuadro mortal cuando gran parte del intestino es expuesto en forma aguda a una dosis mayor de 10 Gy. Las complicaciones tardías se manifiestan meses o años posteriores a la exposición, y aparecen en forma de obstrucciones, constricciones y adherencias, resultantes de la fibrosis, pudiendo aparecer perforaciones y fístulas. Entre las glándulas anexas al tubo digestivo, el hígado es el órgano más radiosensible. Si bien tolera dosis del orden de 40-50 Gy administradas sólo en parte del órgano, se puede producir insuficiencia hepática temporaria luego de 30 Gy de irradiación fraccionada sobre todo el hígado. Con respecto a las glándulas salivales, puede producirse atrofia y fibrosis luego de dosis fraccionadas de 50-70 Gy. La sequedad de la mucosa oral (xerostomía) por disfunción radioinducida de las glándulas salivales es una complicación frecuente luego de la irradiación terapéutica de tumores de cabeza y cuello. El aumento precoz y transitorio de la concentración plasmática de amilasa salival, asociado en algunos casos a dolor y tumefacción parotídea constituye un indicador biológico de irradiación cefálica que puede contribuir a determinar el grado de heterogeneidad de una sobreexposición accidental. El páncreas tolera exposiciones de 70-80 Gy de irradiación fraccionada con rayos X antes de evidenciar complicaciones. 117 d. Sistema Urinario El riñón es el órgano más radiosensible, la vejiga tiene una sensibilidad intermedia y los uréteres son los más resistentes. No obstante la estenosis de los uréteres es una complicación posible en la irradiación de la pelvis. Con dosis fraccionadas de 25 Gy en 3-4 semanas se puede observar una reducción en la función renal. Con dosis más altas se produce nefritis aguda en un plazo de 6-12 meses, que puede ser letal o conducir a la nefritis crónica pudiendo evolucionar hacia una insuficiencia renal. La nefritis crónica se caracteriza por esclerosis y fibrosis. Generalmente estos cambios van acompañados de proteinuria e hipertensión arterial. La dosis de tolerancia de la vejiga es del orden de 55-60 Gy en 4 semanas. La mucositis inicial puede evolucionar hacia la ulceración, necrosis y finalmente fibrosis. e. Sistema Nervioso Central Tradicionalmente se consideró al cerebro adulto como radiorresistente y con capacidad nula de repoblación. Sin embargo, se ha demostrado que una región del hipocampo (el girus dentado) es un sitio de activa proliferación neuronal a partir de células tronco (“stem cells”) a lo largo de toda la vida, exhibiendo un alta radiosensibilidad: dosis del orden de 2 Gy inducen muerte apoptótica de estas células precursoras. Si bien la forma neurovascular del síndrome agudo de radiación de desarrolla a partir de dosis agudas muy elevadas (>20 Gy), aún luego de dosis muy bajas pueden observarse alteraciones funcionales del SNC que se expresan en trazados anómalos en el electroencefalograma. En el caso de la radioterapia, se considera que la dosis de tolerancia para todo el cerebro es de alrededor de 55 Gy fraccionados en 5-6 semanas. Un incremento de la dosis puede resultar en necrosis cerebral. Meses o años después de la irradiación puede producirse desmielinización difusa y encefalitis. Asimismo pueden manifestarse déficits neurológicos y cognitivos (trastornos de la memoria y aprendizaje). Las dosis de tolerancia para la médula espinal son del orden de 40 Gy en irradiaciones fraccionadas. La tolerancia de la médula espinal es inversamente proporcional a la longitud de la médula irradiada. f. Sistema hematopoyético La respuesta del sistema hematopoyético luego de una irradiación aguda de todo el cuerpo ya ha sido analizada en el contexto del síndrome agudo de irradiación. En el caso de exposiciones crónicas, la dosis umbral para la inducción de depresión en la hematopoyesis se ha estimado en el orden de 0,4 Sv/año y se requieren dosis 118 superiores a 1 Sv/año para la inducción de aplasia medular. La irradiación de la médula ósea se traduce también en cambios a largo plazo. Disminución en el número de linfocitos con cambios en la composición de las subpoblaciones linfocitarias pueden observarse en pacientes sometidos a radioterapia varios años después de la irradiación. El estudio de los sobrevivientes de las bombas atómicas ha demostrado que aún después de varias décadas persisten cambios en la respuesta inmune con alteración del balance entre respuesta celular y humoral. Se ha propuesto que la radiación promueva una aceleración del envejecimiento inmunológico. g. Efectos a nivel ocular El cristalino es la estructura más radiosensible del globo ocular. Las células dañadas y sus productos, se acumulan en el polo posterior, donde se pueden detectar como opacidades puntuales. Dosis agudas de orden de 1 Gy o dosis fraccionadas de 4 Gy pueden dar lugar a la formación de catarata estacionaria. Dosis mayores producen catarata progresiva que puede conducir a la pérdida de la visión. El período de latencia varía de 0,5 a 35 años con un promedio de 2-3 años, siendo esta latencia inversamente proporcional a la dosis. Con 7,5 Gy en forma aguda y 14 Gy fraccionados, la opacificación del cristalino con dificultad de la visión alcanza al 100% de las personas expuestas. h. Órganos de la reproducción El ovario contiene un número limitado de células germinativas, que no pueden ser sustituidas en caso de depleción. Este número va decreciendo con el tiempo a partir de la pubertad, por lo que la dosis umbral para la producción de esterilidad disminuye con la edad. Dosis únicas de 2-6 Gy producen esterilidad temporal, siendo necesarias dosis mayores cuando se administran fraccionadas para igual efecto. Dosis únicas, de entre 3-10 Gy o fraccionadas mayores, causan esterilidad permanente en un alto porcentaje de mujeres. El testículo es un órgano muy radiosensible. Dosis de 0,1-0,15 Gy producen esterilidad temporal, constituyendo éste el umbral más bajo para la producción de efectos determinísticos en el hombre. La dosis que induce esterilidad permanente en el 100% de los hombres expuestos es mayor a los 6 Gy. El testículo constituye un caso particular pues el tratamiento fraccionado puede ser más eficaz que las dosis únicas, por ej. 20 dosis de 0,25 Gy cada una, causan una depleción más rápida y una recuperación más lenta que después de una dosis única de 5 Gy. Esto se atribuye a la estimulación de las espermatogonias tipo A, comparativamente más resistentes, para que pasen al compartimiento tipo B, que es mucho más sensible. 119 Las alteraciones en el espermograma no son inmediatas sino que se hacen evidentes al cabo de aproximadamente 45 días después de la exposición, que es el tiempo necesario para la maduración de las espermatogonias hasta llegar a convertirse en espermatozoides. i. Hueso y Cartílago El hueso y cartílago en desarrollo son mucho más sensibles a la radiación, que esos mismos tejidos en el adulto. La irradiación del hueso y cartílago en desarrollo puede inducir retardo o incluso la detención del crecimiento. Los cambios esqueléticos en los niños ocurren generalmente con dosis superiores a 20 Gy e incluyen escoliosis, cifosis, deslizamientos de las epífisis femorales, hipoplasia, retraso del crecimiento y trastornos de la dentición, etc. El cartílago maduro es mucho más resistente al daño por radiación y las dosis para producir necrosis son altas. Por ej. El cartílago elástico del pabellón de la oreja tolera 60-65 Gy en fracciones diarias durante 6-8 semanas. En general el hueso adulto es considerado radioresistente a pesar que después de la irradiación se vuelve susceptible al trauma y a la infección, con retardo en la consolidación de fracturas. Dosis fraccionadas que superen 65 Gy pueden inducir osteonecrosis. j. Sistema endócrino La glándula tiroides se considera como un órgano radioresistente desde el punto de vista de la destrucción y de la deficiencia funcional. A modo de ejemplo, en pacientes portadores de cáncer tiroideo se administran alrededor de 3700 MBq de 131I con el objeto de producir la ablación total del tejido tiroideo en un corto período (2 semanas), alcanzando dosis del orden de 300 Gy. El hipotiroidismo es el más frecuente de los efectos determinísticos tardíos que afectan a la glándula tiroides después de la irradiación. El daño clínico puede manifestarse varios meses o años después. La disfunción tiroidea puede ser debida a la irradiación de la glándula tiroides en sí misma (hipotiroidismo primario) o del eje hipotálamohipofisario que regula su función (hipotiroidismo secundario). En niños menores de 5 años que recibieron 7-14 Gy por irradiación externa aguda o depósito de radioiodos, se observó disminución del hipotiroidismo acompañado de retardo en el crecimiento. En adultos con irradiación fraccionada, el umbral a partir del cual se produce depresión de la función tiroidea es del orden de 25 Gy. La dosis umbral para exposición fraccionada, que produce depresión de la función de las glándulas hipófisis y suprarrenales, es de aproximadamente 45-60 Gy. 120 7. Efectos Prenatales Cuando se produce la fertilización del óvulo comienza a desarrollarse una activa división celular. Antes de que el huevo se implante en la mucosa del útero, puede producirse una elevada mortalidad, aunque la irradiación en ese momento del desarrollo, no origina anomalías congénitas. Una vez que ha tenido lugar la implantación y se inicia la diferenciación celular característica de la fase de la organogénesis, deja de ser probable que se produzca la muerte del embrión, pero si se producen anomalías estructurales y deformidades. La radioresistencia del feto, aumenta durante la última fase de su desarrollo, de forma que las anomalías más graves se producirán durante las 8 primeras semanas de embarazo, período en el cual la mayoría de las mujeres confirman su estado de gestación, de ahí que esta fase embrionaria de gran radiosensibilidad, suele transcurrir sin sospecha de su existencia. Desde el inicio del embarazo, hasta la octava semana de gestación, se produce el ABORTO ESPONTANEO. Desde la octava a la décimo sexta semana de gestación, se produce RETRASO MENTAL Y MALFORMACIONES GENÉTICAS. Desde la décimo sexta semana al final del embarazo, se produce CÁNCER POR IRRADIACIÓN AL FETO. 8. Nociones De Radioepidemiología Desde el punto de vista biológico, el cáncer radioinducido no presenta diferencias respecto del cáncer que aparece espontáneamente en una población dada: es decir que, hasta el momento no existe ningún indicador que permita demostrar con certeza que un cáncer determinado ha sido o no inducido por la radiación. Es por eso que la cuantificación del riesgo de cáncer radioinducido en humanos se basa fundamentalmente en los denominados estudios epidemiológicos que comparan riesgos entre poblaciones expuestas y no expuestas. La epidemiología es la ciencia que tiene como objeto describir la frecuencia con que ocurre una dada patología en una población y analizar las posibles causas o factores de riesgo que determinan su presentación colectiva, mediante comparación de grupos expuestos y no expuestos al supuesto factor de riesgo. Existe un nivel de epidemiología descriptiva en el que sólo se describen en forma cuantitativa los patrones de presentación de una enfermedad en diversos grupos humanos (distribución geográfica o tendencias temporales en la incidencia o mortalidad por cáncer) y un nivel analítico en el que se busca establecer relaciones causales que 121 permitan identificar las causas de una enfermedad y cuantificar sus efectos, con una cierta probabilidad estadística. Los diseños de investigación epidemiológica requieren de ciertos instrumentos matemáticos para su evaluación. Se trabaja básicamente con tasas de incidencia y tasas de mortalidad. Generalmente esas tasas se refieren a un cierto número de habitantes (por 100.000 habitantes).Las comparaciones entre poblaciones se hacen en términos de ciertas magnitudes que indican cuánto más riesgo de presentar la enfermedad tienen los individuos expuestos al factor de riesgo con relación a un grupo de características similares no expuesto. Se pueden mencionar algunas de ellas: Riesgo relativo (RR): es el cociente entre el número de casos de la enfermedad observados en una población no expuesta y el número de casos en una población control no expuesta. También se lo expresa como: 𝑅𝑅 = 𝑁 𝑜 𝑑𝑒 𝑐𝑎𝑠𝑜𝑠 𝑜𝑏𝑠𝑒𝑟𝑣𝑎𝑑𝑜𝑠 𝑁 𝑜 𝑑𝑒 𝑐𝑎𝑠𝑜𝑠 𝑒𝑠𝑝𝑒𝑟𝑎𝑑𝑜𝑠 Siendo el denominador una esperanza matemática (lo que se espera encontrar de acuerdo a la tasa espontánea de la enfermedad). Es una magnitud adimensional. Cuando el RR vale uno significa que el factor de riesgo no se relaciona con la enfermedad. Para que la asociación sea posible el RR debe ser >1 y la diferencia tiene que ser estadísticamente significativa. Riesgo absoluto (RA): es la diferencia entre el número de casos observados y el N° de casos esperados. Dicho de otro modo: la diferencia entre el N° de casos en la población expuesta al factor de riesgo y el N° de casos en una población control no expuesta. Se expresa habitualmente en: N° de casos x 10000 personas / año. 𝑅𝐴 = 𝑁 𝑜 𝑑𝑒 𝑐𝑎𝑠𝑜𝑠 𝑜𝑏𝑠𝑒𝑟𝑣𝑎𝑑𝑜𝑠 − 𝑁 𝑜 𝑑𝑒 𝑐𝑎𝑠𝑜𝑠 𝑒𝑠𝑝𝑒𝑟𝑎𝑑𝑜𝑠 Razón de disparidades (RD): se usa más en su acepción inglesa “odds ratio”. Se aplica en un tipo especial de estudio que se describirá más adelante (ver estudio de casos y controles). Se define como la razón de productos de hechos “congruentes” y “no congruentes”. En este caso el valor uno es el valor de nulidad (no hay asociación causal). Para que la asociación sea posible, el “odds ratio” debe valer >1 𝑅𝐷 = 𝐴𝐵 𝐶𝐷 Dónde: A y B se consideran como hechos “congruentes”: A. Haber estado expuesto al factor de riesgo y presentar la enfermedad 122 B. No haber estado expuesto al factor de riesgo y no presentar la enfermedad B y C se consideran como hechos “no congruentes”: C. Haber estado expuesto y no presentar la enfermedad D. No haber estado expuesto y presentar la enfermedad a. Estudios epidemiológicos analíticos Hay dos tipos básicos de diseño epidemiológico analítico: 1. Estudio de cohorte: se selecciona un grupo expuesto al factor de riesgo que se quiere estudiar y un grupo control, no expuesto. Ambos grupos son estudiados en forma prospectiva (desde el presente hacia el futuro). Se determina la tasa de incidencia o de mortalidad de la enfermedad en cuestión establecen comparaciones a través de las magnitudes descriptas anteriormente (en términos de RR, ERR o RA). 2. Estudio de casos y controles: se selecciona un grupo de individuos que tienen la enfermedad (casos) y un grupo comparativo constituido por individuos que no la presentan (controles). En ambos grupos se procede a obtener información retrospectiva (desde el presente hacia el pasado) acerca de la historia de una posible exposición al factor de riesgo. Luego se hacen comparaciones entre ambos (en este caso se utiliza el “odds ratio”). En todos los casos se debe tener en cuenta la posible existencia de sesgos y de factores confundentes. Un ejemplo de sesgo es el denominado “efecto del trabajador sano”. Se ha demostrado que los trabajadores tienen tasas de mortalidad más bajas que la media poblacional. Cuando se diseña un estudio de en trabajadores ocupacionalmente expuestos se debe elegir el grupo control no expuesto dentro de la misma industria para evitar este sesgo. Los factores confundentes son aquellos factores que tiene una relación tanto con la población estudiada como con el factor de riesgo considerado (Ej.: hábito de fumar y exposición al radón en relación al cáncer de pulmón). 9. PRINCIPALES ESTUDIOS RADIOEPIDEMIOLÓGICOS a. Cohorte de Hiroshima y Nagasaki La Fundación para la Investigación sobre los Efectos de la Radiación (Radiation Effects Research Foundation : RERF) ha venido conduciendo desde 1950 un estudio de cohorte en los sobrevivientes de Hiroshima y Nagasaki conocido como Life Span Study (LSS), 123 que constituye sin duda la principal fuente de información cuantitativa acerca de radiocarcinogénesis humana. Se incluyeron en el estudio 120 321 personas: 93 741 expuestos (< 2,5 km. del hipocentro) y 26 580 controles. Luego de la última revisión dosimétrica quedaron 86500 personas. Este estudio reviste un interés excepcional puesto que se trata de una población numerosa, de ambos sexos y todas las edades. Desde su comienzo la población expuesta ha sido seguida de manera muy rigurosa El seguimiento se realiza por medio de chequeos regulares del status vital de los miembros de la cohorte. Se lleva a cabo un control de la mortalidad a través de los certificados de defunción. Paralelamente se lleva un registro de incidencia de cáncer con datos aportados por el Registro de Tumores. El ICRP realizó un nuevo análisis de estos datos que culminó con la publicación 60 en el año 1990, en la que recomendó los nuevos coeficientes de riesgo vigentes en la actualidad, que se comentarán más adelante. Los datos obtenidos han permitido evaluar la naturaleza y magnitud de los riesgos asociados a la exposición a las radiaciones ionizantes y la influencia de factores tales como sexo, edad en el momento de la exposición y tiempo transcurrido desde la exposición. Al respecto pueden señalarse los siguientes hallazgos: - El exceso de muertes por leucemia se hizo aparente 2 años después de la explosión, alcanzando un pico entre 5 y 10 años después, seguido de una declinación gradual. El exceso de mortalidad por tumores sólidos se hizo evidente 10 años después de la explosión. Si bien el número absoluto de casos adicionales de tumores sólidos fue mayor que el de leucemias, la proporción de muertes atribuibles a la radiación es mucho mayor para la leucemia que para los tumores sólidos. - En los individuos expuestos en su vida adulta, el riesgo relativo (RR) por unidad de dosis para tumores sólidos se mantuvo constante en el tiempo. Teniendo en cuenta que la tasa espontánea de muerte por cáncer aumenta naturalmente con la edad, el riesgo absoluto (RA) ha ido aumentando a lo largo del período de seguimiento. En los que se expusieron en su infancia, el RR para tumores sólidos era inicialmente muy alto y fue disminuyendo en el transcurso del tiempo. Dado que la tasa espontánea de mortalidad por cáncer en edades tempranas de la vida es bastante baja, el RA es aun relativamente pequeño. Debido a que un gran número de sujetos aún sobreviven, habrá que esperar algunos años para conocer el comportamiento temporal del riesgo en este grupo etario. 124 - El RR para tumores sólidos ha sido mayor para el sexo femenino mientras que el RA es bastante similar en ambos sexos. La explicación para esto es que las tasas espontáneas de cáncer en general son más bajas en la mujer. En contraste, el RR para la leucemia fue más alto al comienzo del seguimiento y luego decreció. La disminución fue más rápida en los expuestos en la infancia, mientras que en los adultos expuestos el decrecimiento fue lento. - La relación dosis respuesta fue de tipo lineal-cuadrática para la leucemia. Para algunos tumores sólidos (cáncer de mama por ejemplo) la relación fue lineal y en otros, el ajuste de los datos pudo hacerse con los dos tipos de curva. Esta diferencia podría estar indicando diferencias en el mecanismo subyacente de inducción de cada tipo cáncer. - - Los resultados del LSS (estudio de mortalidad) fueron significativos para leucemia (con excepción de la leucemia linfática crónica), todos los cánceres sólidos considerados en conjunto, esófago, estómago, colon, pulmón, mama, ovario, tracto urinario y mieloma múltiple. Los resultados del LSS (estudio de incidencia) fueron significativos para leucemia (con excepción de la leucemia linfática crónica), todos los cánceres sólidos considerados en conjunto, estómago, colon, pulmón, mama, ovario, tracto urinario, piel y tiroides. Los primeros datos de individuos expuestos “in útero” no arrojaron resultados significativos pero luego de la DS86 se revisaron los datos y se comprobó un aumento significativo de la incidencia de cáncer en la infancia (<15 años) correlacionable con las dosis. b. En exposiciones médicas Exposiciones diagnósticas: - Fluoroscopias: cohorte de 2500 mujeres adultas jóvenes, portadoras de tuberculosis, sometidas a repetidas radioscopias. Aportó datos sobre incidencia de cáncer de mama en irradiación fraccionada. Respecto del cáncer de pulmón los resultados fueron negativos. (conducido por Boice y col.). - Exposiciones prenatales: 1340 pelvimetrías externas (Mac Mahon) y radiografías de pelvis en 32 000 embarazos gemelares. Datos sobre incidencia de leucemia y tumores pediátricos. Exposiciones terapéuticas: - Espondilitis anquilopoyética: cohorte de 14 000 adultos jóvenes (Smith y Doll). 125 - Hiperplasia tímica: cohorte de Rochester Niños menores de 6 meses que recibieron radioterapia por agrandamiento de timo. Aportó información sobre incidencia de cáncer en tiroides, piel, mama, y leucemia (R.E.Shore). - Tinea capitis: Niños menores de 15 años sometidos a irradiación cefálica por tiña del cuero cabelludo La cohorte de New York (R.E.Shore) aportó datos sobre cáncer de piel. La cohorte de Israel (E. Ron y B. Modan) mostró incremento en cáncer tiroideo. Mastitis post-parto: 30 000 mujeres adultas jóvenes. Datos sobre incidencia de cáncer de mama. - - Cáncer de cuello uterino: estudio multinacional. Cohorte de 200 000 mujeres adultas (edad media 50 años). Aportó datos sobre incidencia de segundos tumores en irradiación localizada fraccionada a altas dosis. - Tumores infantiles irradiados: incidencia de segundos tumores en niños tratados con radioterapia exclusiva (sin quimioterapia). Edad: 0-15 años. - Linfomas: datos de incidencia de segundos tumores en dos cohortes de adultos jóvenes (edad media 30 años para Linfoma Hodgkin y 40 años para no Hodgkin). 126 4.8 BIBLIOGRAFÍA 1. BUSHONG, C. Manual de Radiología para Técnicos, 5ta edición, Mosby Editores, España, (1993). 2. Comisión Internacional de Protección Radiológica. 1995, ICRP - 60 Recomendaciones, España, (1990). 3. IAEA. Curso de Post-Grado en Protección Radiológica y Seguridad Nuclear., Tomo 1, IAEA, Argentina, (2013). 4. IAEA. Boletín Trimestral del Organismo Internacional de Energía Atómica., Vol. 36 No.4, IAEA, Austria, (1994). 5. IAEA. Health Surveillance of Persons Occupationally Exposed to Ionization Radiation: Guidance for Occupational Physicians, Safety Reports Series. No.5, IAEA, Austria (1998). 6. United Nations Scientific Commitee on the Effects of Atomic Radiation Sources and Effects of Ionization Radiation, United Nations, New York, (1993). 7. ICRP “1990 Recommendations of the international Commission on Radiological Protection” Oxford, UK, Pergamon Press, Annals of the ICRP, 21(13), (1991). 8. IAEA. “Medical Handling of Accidentally Exposed Individuals”. Safety Series No.88 9. ICRP. “”Nonstochastic Effects of Ionizing Radiation”. ICRP Publication 41. (1984). 10. ICRP. “Recommendations of the International Commission on Radiological Protection”. Annals of the ICRP. ICRP Publication 26. ( 1977 ). 11. ICRP. “The principles and general procedures for handling emergency and accidental exposures of workers”. ICRP Publication 28, Annals of the ICRP, 2. No.1. (1978). 12. UNITED NATIONS. “Sources and Effects of Ionizing Radiation”. UNSCEAR (1993). 13. UNITED NATIONS. “Sources, Effects and Risks of Ionizing Radiation”. UNSCEAR (1988). 14. UNITES NATIONS. “Ionizing Radiation: Sources and Biological Effects”.UNSCEAR. (1982). 127 CAPÍTULO 5 5. PROTECCIÓN RADIOLÓGICA 5.1 INTRODUCCIÓN La radiactividad es un fenómeno natural y las fuentes naturales de radiación son características del medio ambiente. La radiación y los materiales radiactivos también pueden ser de origen artificial y tienen numerosas aplicaciones beneficiosas, como su utilización en la medicina, la industria, la agricultura y la investigación, así como en la generación de energía nucleoeléctrica. Los riesgos radiológicos que el uso de la radiación y de materiales radiactivos puede entrañar para las personas y el medio ambiente deben evaluarse y controlarse mediante la aplicación de normas de seguridad. La exposición de tejidos u órganos a la radiación ionizante puede provocar la muerte de células en una escala lo suficientemente amplia como para afectar la función del tejido u órgano expuesto. Los efectos de este tipo, denominados “efectos deterministas”, solo son observables clínicamente en una persona si la dosis de radiación rebasa un determinado umbral. Por encima de este nivel umbral de dosis, la gravedad del efecto determinista aumenta al elevarse la dosis. La exposición a la radiación también puede provocar la transformación no letal de las células, que pueden seguir manteniendo su capacidad de división celular. El sistema inmunológico del cuerpo humano es muy eficaz para detectar y destruir células anormales. Con todo, existe la posibilidad de que la transformación no letal de una célula produzca, después de un periodo de latencia, cáncer en la persona expuesta si la célula es somática, o tenga efectos hereditarios si la célula es germinal. Tales efectos se denominan efectos “estocásticos”. Para los fines de las presentes Normas, se supone que la probabilidad de que con el tiempo se produzcan efectos estocásticos es proporcional a la dosis recibida, sin un nivel de dosis umbral. El “coeficiente nominal de riesgo de la dosis ajustado al detrimento”, que incluye los riesgos de todos los canceres y efectos hereditarios, es del 5% por sievert (Sv). Es posible que este coeficiente se deba ajustar a medida que se disponga de nuevos conocimientos científicos. Cuyo cumplimiento es controlado en el Ecuador, por la MINISTERIO DE ELECTRICIDAD LA SUBSECRETARIA DE CONTROL Y APLICACIONES NUCLEARES 128 EL SISTEMA DE PROTECCIÓN Y SEGURIDAD Como se indica en los Principios fundamentales de seguridad, “el objetivo fundamental de la seguridad es proteger a las personas y el medio ambiente contra los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes”. Este objetivo debe alcanzarse sin limitar indebidamente la operación de instalaciones o la realización de actividades que generan riesgos radiologicos4. En consecuencia, el sistema de protección y seguridad tiene por objeto evaluar, gestionar y controlar la exposición a la radiación a fin de reducir, en la medida en que sea razonablemente posible, los riesgos radiológicos, comprendidos los riesgos de efectos en la salud y los riesgos para el medio ambiente. Los principios fundamentales de Seguridad que se deben tener en cuenta en los diferentes tipos de instalaciones: 1. Responsabilidad de la seguridad La responsabilidad primordial de la seguridad debe recaer en la persona u organización a cargo de las instalaciones y actividades que generan riesgos radiológicos. 2. Función del gobierno Debe establecerse y mantenerse un marco de seguridad jurídica y gubernamental eficaz, que incluya un órgano regulador independiente. 3. Liderazgo y gestión en pro de la seguridad Deben establecerse y mantenerse un liderazgo y una gestión que promuevan eficazmente la seguridad en las organizaciones que se ocupan de los riesgos radiológicos, y en las instalaciones y actividades que los generan. 4. Justificación de las instalaciones y actividades Las instalaciones y actividades que generan riesgos radiológicos deben reportar un beneficio general. 5. Optimización de la protección La protección debe optimizarse para proporcionar el nivel de seguridad más alto que sea razonablemente posible alcanzar. 129 6. Limitación de los riesgos para las personas Las medidas de control de los riesgos radiológicos deben garantizar que ninguna persona se vea expuesta a un riesgo de danos inaceptable. 7. Protección de las generaciones presentes y futuras Deben protegerse contra los riesgos radiológicos las personas y el medio ambiente del presente y del futuro. 8. Prevención de accidentes Deben desplegarse todos los esfuerzos posibles para prevenir los accidentes nucleares o radiológicos y para mitigar sus consecuencias. 9. Preparación y respuesta en casos de emergencia Deben adoptarse disposiciones de preparación y respuesta para casos de incidentes nucleares o radiológicos. 10. Medidas protectoras para reducir los riesgos radiológicos existentes o no Reglamentados Las medidas protectoras para reducir los riesgos radiológicos existentes o no reglamentados deben justificarse y optimizarse. La responsabilidad primordial de la seguridad debe recaer en la persona u organización a cargo de las instalaciones y actividades que generan riesgos radiológicos. La explotación de instalaciones o la realización de actividades que utilizan una nueva fuente de radiación y que pueden aumentar o reducir las exposiciones o la probabilidad de que estas se produzcan debe justificarse en el sentido de que los beneficios individuales y sociales previstos superen el detrimento que se podría ocasionar. La optimización de la protección y la seguridad, cuando se aplica a la exposición de los trabajadores y los miembros del público, así como de los “cuidadores y acompañantes” de los pacientes sometidos a procedimientos radiológicos. TIPOS DE SITUACIÓN DE EXPOSICIÓN: A los efectos de establecer requisitos prácticos de protección y seguridad, el presente documento hace una distinción entre tres tipos de situación de exposición: 130 - Las situaciones de exposición planificadas - Las situaciones de exposición de emergencia - Situaciones de exposición existentes Estos tres tipos de situación de exposición abarcan todas las situaciones de exposición: 1. Exposición planificada Es una situación de exposición que surge a raíz de la utilización planificada de una fuente o de una actividad planificada que tiene como resultado una exposición procedente de una fuente. Puesto que pueden adoptarse disposiciones para la protección y la seguridad antes de iniciar la actividad, las exposiciones conexas y la probabilidad de que se produzcan pueden limitarse desde el principio. Los principales medios de controlar la exposición en situaciones de exposición planificadas son el diseño apropiado de instalaciones, equipo y procedimientos operacionales, y la capacitación. En las situaciones de exposición planificadas cabe prever que haya cierto grado de exposición. Cuando no existe la certeza de que la exposición se vaya a producir, sino que esta podría ser resultado de un accidente o deberse a un suceso o una serie de sucesos que podrían darse pero no es seguro que así sea, esto se denomina “exposición potencial”. 2. Exposición de emergencia Es una situación de exposición que se da como resultado de un accidente, acto doloso o cualquier otro suceso inesperado, y requiere la pronta adopción de medidas para evitar o reducir las consecuencias adversas. Deben estudiarse medidas preventivas y mitigadoras antes de que se presente una situación de exposición de emergencia. Sin embargo, una vez que esa situación se produce, las exposiciones solo pueden reducirse mediante la aplicación de medidas protectoras. 3. Exposición existente Es una situación de exposición que ya existe cuando tiene que tomarse una decisión sobre la necesidad de control. Entre las situaciones de exposición existentes figuran las situaciones de exposición a la radiación de fondo natural, así como las de exposición debida a materiales radiactivos residuales provenientes de prácticas anteriores que no 131 estuvieron sometidas a control reglamentario o que permanecen una vez terminada la situación de exposición de emergencia. Las exposiciones debidas a productos básicos, como alimentos, industria, agua potable y materiales de construcción, que contengan radionúclidos derivados de materiales radiactivos residuales la exposición debida a fuentes naturales, entre ellas: - RADÓN El 222 Rn, el 220 Rn , en los diferentes lugares de trabajos en los que la exposición debida a otros radionúclidos de las cadenas de desintegración del uranio o del torio este controlada a modo de situación de exposición planificada, en viviendas y en otros edificios con elevados factores de ocupación para miembros del público. - NORM Radionúclidos de origen natural, independientemente de la concentración de la actividad, presentes en productos básicos, como alimentos, agua potable, fertilizantes agrícolas y enmiendas del suelo, producción de derivados del petróleo, manufactura de piedras preciosas, producción de metales (Plomo, Estaño, aluminio Hierro) y materiales de construcción, así como residuos existentes en el medio ambiente; Materiales, distintos en los que la concentración de la actividad de ninguno de los radionúclidos de las cadenas de desintegración del uranio o del torio exceda de 1 Bq/g o en los que la concentración de la actividad del K no exceda de 10 Bq/g; La exposición de las tripulaciones de aeronaves y naves espaciales a la radiación cósmica. RESTRICCIONES DE DOSIS Y NIVELES DE REFERENCIA. Las restricciones de dosis y los niveles de referencia se emplean para optimizar la protección y la seguridad, cuyo resultado previsto es que todas las exposiciones se realicen de manera controlada en niveles que sean tan bajos como sea razonablemente posible, teniendo en cuenta factores económicos, sociales y ambientales. Las restricciones de dosis se aplican a la exposición ocupacional y a la exposición del público en situaciones de exposición planificadas. Si bien los objetivos del uso de las restricciones de dosis para controlar la exposición ocupacional y la exposición del público son similares, las restricciones de dosis se aplican de formas distintas. En el caso de la exposición ocupacional, la restricción de dosis es un instrumento de cuyo establecimiento y utilización en la optimización de la protección y la seguridad debe encargarse la persona u organización responsable de una instalación o actividad. 132 En el de la exposición del público en situaciones de exposición planificadas, el gobierno o el órgano regulador garantizan el establecimiento o la aprobación de restricciones de dosis, teniendo en cuenta las características del emplazamiento y de la instalación o actividad, los escenarios de exposición y las opiniones de las partes interesadas. En la parte inferior de esta escala, la restricción de dosis o el nivel de referencia representan un incremento, de hasta aproximadamente 1 mSv, con respecto a la dosis recibida en un Año a partir de la exposición debida a fuentes de radiación naturales. Las restricciones de dosis o los niveles de referencia de 1 a 20 mSv se utilizarían cuando la situación de exposición, y no necesariamente la exposición propiamente dicha, es por lo general beneficiosa para las personas. Ese sería el caso, por ejemplo, cuando se establecen restricciones de dosis para la exposición ocupacional en situaciones de exposición planificadas o niveles de referencia para la exposición de un miembro del público en situaciones de exposición existentes. Los niveles de referencia de 20 a 100 mSv se utilizarían cuando las personas están expuestas a radiación procedente de fuentes que no están sometidas a control o cuando las medidas para reducir las dosis son desproporcionadamente perturbadoras. Esto sucedería, por ejemplo, al establecer niveles de referencia para la dosis residual tras una emergencia nuclear o radiológica. Toda situación que diese lugar a una dosis superior a 100 mSv recibida de forma aguda o en un ano se consideraría inaceptable, salvo en las circunstancias relativas a la exposición de trabajadores de emergencia que se abordan específicamente en las presentes Normas. El sistema de protección y seguridad debe incluir criterios para la protección contra la exposición debida al radón que se basan en el nivel de riesgo medio para una población con hábitos de consumo de tabaco típicos pero diversos. Debido a los efectos sinérgicos del consumo de tabaco y la exposición debida al radón, el riesgo absoluto de cáncer de pulmón derivado de una dosis unitaria debida al radón para los fumadores es considerablemente mayor que el riesgo para quienes no han fumado nunca. PROTECCIÓN DEL MEDIO AMBIENTE Desde una perspectiva global y a largo plazo, la protección de las personas y el medio ambiente contra los riesgos radiológicos asociados a la explotación de instalaciones y la realización de actividades y, en particular, la protección contra los riesgos que puedan trascender las fronteras nacionales y persistir por largos periodos de tiempo, es importante para lograr un desarrollo equitativo y sostenible. 133 El sistema de protección y seguridad que requieren en general una protección adecuada del medio ambiente contra los efectos nocivos de la radiación. No obstante, las tendencias internacionales en este campo muestran una creciente sensibilización respecto de la vulnerabilidad del medio ambiente. Las tendencias también indican la necesidad de poder demostrar (más que de asumir) que se protege el medio ambiente contra los efectos de los contaminantes industriales, incluidos los radionúclidos. APLICACIÓN DE LOS PRINCIPIOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA En las situaciones de exposición planificadas, cada parte con responsabilidades en materia de protección y seguridad asegurará, cuando los requisitos pertinentes se apliquen a esa parte, que no se realice ninguna práctica a menos que esta esté justificada. En las situaciones de exposición de emergencia y las situaciones de exposición existentes, cada parte con responsabilidades en materia de protección y seguridad asegurara, cuando los requisitos pertinentes se apliquen a esa parte, que las medidas protectoras o las medidas reparadoras estén justificadas y se realicen de tal forma que se alcancen los objetivos fijados en una estrategia de protección. En todas las situaciones de exposición, cada parte con responsabilidades en materia de protección y seguridad asegurará, cuando los requisitos pertinentes se apliquen a esa parte, la optimización de la protección y la seguridad En las situaciones de exposición planificadas distintas de la exposición médica, cada parte con responsabilidades en materia de protección y seguridad asegurara, cuando los requisitos pertinentes se apliquen a esa parte, que no se sobrepasen los límites de dosis especificados. La aplicación de los requisitos para el sistema de protección y seguridad será proporcional a los riesgos radiológicos asociados a la situación de exposición. Justificación de la Práctica Ninguna práctica que implique exposición humana a las radiaciones debería ser adoptada, a menos que produzca un beneficio a los individuos expuestos o a la sociedad, suficiente para superar el detrimento que causa. Esto implica que las autoridades encargadas de autorizar una determinada práctica deben asegurar que el detrimento total que dicha práctica origina, es bajo en relación al beneficio que se espera de la misma. Conduce a impedir la utilización de las fuentes de radiación con fines superfluos. 134 Se debe efectuar un examen radiológico solo cuando la información obtenida sea útil para la atención del paciente. La elección y en algunos casos la prescripción de exámenes radiológicos y la selección de estudios alternativos deben basarse en la evaluación de los beneficios, riesgos y costos relativos de las opciones disponibles. Optimización de la Práctica Las dosis individuales, el número de personas expuestas, y la ocurrencia de exposiciones no esperadas, deben ser mantenidas tan bajas como razonablemente sea posible teniendo en cuenta factores económicos y sociales. Esto consiste en reducir el detrimento a un valor tal que nuevas reducciones sean insignificantes en relación al costo adicional que se requerirá para obtenerlas. La optimización de la protección radiológica implica un análisis costo-beneficio diferencial para maximizar el beneficio neto. En la planificación de nuevas instalaciones se deben optimizar tanto los blindajes como los dispositivos de protección de los equipos. Los programas de garantía de calidad constituyen en parte los medios para mantener e incluso mejorar el nivel de protección radiológica. Hay que compensar el costo de dicho programa con la ganancia que representa la reducción de dosis colectiva y la prolongación de la vida de los equipos. Sistema de Limitación de Dosis Para la exposición ocupacional de trabajadores mayores de 18 años, los límites de dosis son: a. Una dosis efectiva de 20 mSv anuales promedio durante cinco años consecutivos (100 mSv en 5 años), y de 50 mSv en un ano cualquiera. b. Una dosis equivalente en el cristalino de 20 mSv anuales promediada durante cinco años consecutivos (100 mSv en cinco años), y de 50 mSv en un ano cualquiera. c. Una dosis equivalente en las extremidades (manos y pies) o en la piel de 500 mSv en un año. Para la exposición del público, los límites de dosis son: a. una dosis efectiva de 1 mSv en un año. b. en circunstancias especiales, podría aplicarse un valor más elevado de dosis efectiva en un solo año, siempre que el promedio de la dosis efectiva durante cinco años consecutivos no exceda de1 mSv por año. c. una dosis equivalente en el cristalino de 15 mSv en un año. 135 d. una dosis equivalente en la piel de 50 mSv en un año. e. la dosis equivalente en una mujer embrazada de 2 mSv en el periodo de gestación. En 1990 la Comisión Internacional de Protección Radiológica emitió sus nuevas recomendaciones para los límites de dosis ocupacional y para el público. Tabla 5.1 Límites de dosis APLICACIÓN OCUPACIÓN PUBLICO Dosis efectiva 20 mSv/año 1 mSv/año Dosis equivalente anual Cristalino Piel Manos y pies 150 mSv 500 mSv 500 mSv 15 mSv 50 mSv Mujer embarazada 2 mSv/período de embarazo Intervenciones Son las actividades encaminadas a reducir una exposición, sea a la radiación ya existente o la probabilidad de exposición. Por ejemplo, la exposición crónica al Radón en edificios y la exposición en situaciones de emergencia en casos de accidente o incidente radiológico. EXENCIÓN El gobierno o el órgano regulador determinarán las prácticas o las fuentes adscritas a prácticas que quedarán exentas de alguno o todos los requisitos de las presentes Normas, incluidos los requisitos relativos a la notificación, el registro o la licencia, utilizando como base para esta determinación los criterios de exención especificados en el apéndice I o cualquier nivel de exención que especifique el órgano regulador sobre la base de estos criterios. No se concederá ninguna exención para prácticas que no se consideren justificadas. Los materiales que contienen radionucleidos de origen natural con una concentración de la actividad inferior a 1 Bq/g respecto de cualquier radionucleidos de las cadenas de desintegración del uranio y del torio e inferior a 10 Bq/g en el caso del K40 quedan fuera del ámbito de las situaciones de exposición planificadas; por consiguiente, el concepto de exención no se aplica a esos materiales 136 DISPENSA El órgano regulador aprobará qué fuentes, comprendidos materiales y objetos, adscritas a prácticas notificadas o autorizadas podrán quedar dispensadas de control reglamentario, tomando como base para esa aprobación los criterios para la dispensa o cualquier nivel de exención que especifique el órgano regulador. Mediante esta aprobación, el órgano regulador se asegurará de que las fuentes a las que se aplican la dispensa no vuelvan a estar sometidas a los requisitos relativos a la notificación, el registro o la licencia a menos que así se especifique en ella. Estos valores de concentración de la actividad también podrán aplicarse a la dispensa de materiales derivados de prácticas sometidas a los criterios de dispensa, en espera del establecimiento de valores de radionucleidos específicos para los radionucleidos de origen natural. El control reglamentario de los materiales de construcción se trata como una situación de exposición existente. Por ejemplo, podrán establecerse niveles de dispensa específicos para metales, escombros de edificios y desechos para su disposición final en vertederos. CULTURA DE LA SEGURIDAD Las partes principales promoverán y mantendrán una cultura de la seguridad mediante: a. la promoción de un compromiso individual y colectivo con la protección y la seguridad a todos los niveles de la organización; b. la garantía de una comprensión común de los aspectos clave de la cultura de la seguridad dentro de la organización; c. la facilitación de medios por los que la organización apoya a las personas y los grupos en la realización de sus tareas de forma segura y satisfactoria, habida cuenta de las interacciones entre las personas, la tecnología y la organización; d. el fomento de la participación de los trabajadores y sus representantes y otras personas pertinentes en la elaboración y aplicación de políticas, normas y procedimientos que tratan sobre la protección y la seguridad; e. la garantía de la rendición de cuentas de la organización y de las personas a todos los niveles en relación con la protección y la seguridad; 137 f. el fomento de la comunicación abierta con respecto a la protección y la seguridad dentro de la organización y con las partes pertinentes, según convenga; g. el fomento de una actitud inquisitiva y de aprendizaje y el rechazo de la autocomplacencia con respecto a la protección y la seguridad; h. la puesta a disposición de medios por los que la organización trate constantemente de desarrollar y fortalecer su cultura de la seguridad. EVALUACIÓN DE LA SEGURIDAD El órgano regulador establecerá y exigirá el cumplimiento de requisitos relativos a la evaluación de la seguridad, y la persona u organización responsable de una instalación o actividad que dé lugar a riesgos radiológicos realizará una evaluación adecuada de la seguridad de esa instalación o actividad. El órgano regulador establecerá requisitos aplicables a personas u organizaciones responsables de instalaciones y actividades que den lugar a riesgos radiológicos para que realicen una evaluación adecuada de la seguridad. Antes de conceder una autorización, la persona u organización responsable deberá presentar una evaluación de la seguridad que el órgano regulador revisará y evaluará. Las evaluaciones de la seguridad se realizarán en distintas fases, comprendidas las de selección del emplazamiento, diseño, manufactura, construcción, ensamblaje, puesta en servicio, explotación, mantenimiento y clausura (o cierre) de instalaciones o de partes de ellas, según convenga, de manera que: a. se identifiquen formas en que se pueden recibir exposiciones, teniendo en cuenta los efectos de sucesos externos, así como de sucesos que entrañen directamente el uso de fuentes y de equipo conexo; b. se determinen las magnitudes y probabilidades previstas de las exposiciones durante el funcionamiento normal y, en la medida en que sea razonable y factible, se realice unan evaluación de las exposiciones potenciales; c. se evalúe la idoneidad de las disposiciones relativas a la protección y la seguridad. La evaluación de la seguridad incluirá, un examen crítico sistemático de: a. los límites y condiciones operacionales para la operación de la instalación; 138 b. las estructuras, los sistemas y los componentes, incluidos los programas informáticos, y los procedimientos relativos a la protección y la seguridad podrían fallar, individualmente o en combinación, o podrían dar lugar de otro modo a exposiciones, y las consecuencias de esos sucesos; c. las formas en que factores externos podrían afectar a la protección y la seguridad; d. las formas en que los procedimientos operacionales relacionados con la protección y la seguridad podrían ser erróneos, y las consecuencias de esos errores; e. las implicaciones para la protección y la seguridad de toda modificación; f. las implicaciones para la protección y la seguridad de las medidas de seguridad física o de toda modificación de esas medidas; g. toda incertidumbre o supuesto y sus implicaciones para la protección y la seguridad. El titular registrado o el titular de la licencia tendrán en cuenta en la evaluación de la seguridad: a. factores que podrían precipitar una emisión importante de material radiactivo, las medidas disponibles para evitar o controlar esa emisión, y la actividad máxima de material radiactivo que, en caso de un fallo importante de la contención, podría emitirse al medio ambiente; b. factores que podrían precipitar una emisión menor pero constante de material radiactivo, y las medidas disponibles para detectar y evitar o controlar esa emisión; c. factores que podrían dar lugar al funcionamiento involuntario de cualquier generador de radiación o a una pérdida del blindaje, y las medidas disponibles para detectar y evitar o controlar esos sucesos; d. el grado en que el empleo de elementos de seguridad redundantes y diversos, que sean independientes entre sí de modo que el fallo de uno no dé lugar al fallo de ningún otro, sea adecuado para limitar las probabilidades y la magnitud de la exposición potencial. Los titulares registrados y los titulares de las licencias asegurarán que la evaluación de la seguridad esté documentada y, según convenga, que sea sometida a un examen independiente en el marco del sistema de gestión pertinente, realizarán exámenes adicionales de la evaluación de la seguridad según sea necesario para asegurar que las especificaciones técnicas o las condiciones de uso sigan respetándose cuando: 139 a. se prevea introducir modificaciones importantes en la instalación o en sus procedimientos operacionales o de mantenimiento; b. se produzcan cambios importantes en el emplazamiento que pudieran afectar a la seguridad de la instalación o de las actividades en emplazamiento; c. la información sobre la experiencia operacional, o la información sobre accidentes y otros incidentes que podrían dar origen a exposiciones, indique que la evaluación actual podría no ser válida; d. se prevea introducir cambios importantes en las actividades. e. se prevea introducir o se hayan introducido cambios pertinentes en las directrices o normas. Si como resultado de una evaluación de la seguridad, o por cualquier otra razón, parecen existir oportunidades de mejorar la protección y la seguridad y las mejoras parecen convenientes, toda modificación consiguiente se hará con cautela y no antes de disponer de una evaluación favorable de todas las implicaciones para la protección y la seguridad. La puesta en práctica de todas las mejoras seguirá un orden de prioridades que permita optimizar la protección y la seguridad. SUPERVISIÓN PARA LA VERIFICACIÓN DEL CUMPLIMIENTO Los titulares registrados y los titulares de licencias realizarán actividades de supervisión para verificar el cumplimiento de los requisitos de protección y seguridad. El órgano regulador establecerá requisitos en el sentido de que se realicen actividades de supervisión y medición para verificar el cumplimiento de los requisitos de protección y seguridad. El órgano regulador será responsable del examen y la aprobación de los programas de supervisión y medición de los titulares registrados y los titulares de licencias. Los titulares registrados, los titulares de licencias y los empleadores velarán porque: a. la supervisión y medición de parámetros se realicen según sea necesario a fin de verificar el cumplimiento de los requisitos b. se facilite equipo adecuado y se apliquen procedimientos de verificación; 140 c. se proceda al mantenimiento, el ensayo y la calibración adecuados del equipo a intervalos apropiados de acuerdo con normas equiparables a otras internacionales o nacionales; d. se mantengan registros de los resultados de la supervisión y la verificación del cumplimiento, de acuerdo con lo requerido por el órgano regulador, incluidos registros de los ensayos y las calibraciones realizados de conformidad con las presentes Normas; e. los resultados de la supervisión y verificación del cumplimiento se faciliten al órgano regulador, según se requiera. PREVENCIÓN Y MITIGACIÓN DE ACCIDENTES Los titulares registrados y los titulares de licencias aplicarán buenas prácticas tecnológicas y adoptarán todas las medidas factibles para evitar accidentes y mitigar las consecuencias de los accidentes que se produzcan buenas prácticas tecnológicas El titular registrado o el titular de la licencia, en cooperación con otras partes responsables, asegurará que la selección del emplazamiento, la ubicación, el diseño, la construcción, el ensamblaje, la puesta en servicio, la explotación, el mantenimiento y la clausura (o el cierre) de instalaciones o de partes de ellas se basen en buenas prácticas tecnológicas que, según convenga: a. tendrán en cuenta las normas internacionales y nacionales; b. contarán con características de gestión y de organización, a fin de asegurar la protección y la seguridad durante toda la vida útil de la instalación; c. incluirán márgenes de seguridad adecuados en el diseño y la construcción de la instalación, y en las operaciones relacionadas con la central, a fin de asegurar el comportamiento fiable durante el funcionamiento normal, y tendrán en cuenta la calidad, la redundancia y la capacidad de inspección necesarias, haciendo hincapié en la prevención de accidentes, la mitigación de las consecuencias de los accidentes que se produzcan y la limitación de toda posible exposición en el futuro d. tendrán en cuenta la evolución pertinente en cuanto a los criterios técnicos, así como los resultados de toda investigación pertinente sobre protección y seguridad, y la información obtenida sobre lecciones extraídas a partir de la experiencia. 141 OBJETIVOS DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Establece los requisitos para la protección de las personas y el medio Ambiente contra los efectos nocivos de la radiación ionizante y para la seguridad de las fuentes de radiación. 5.2 RESPONSABILIDADES EN MATERIA DE PROTECCIÓN Y SEGURIDAD RESPONSABILIDADES EN MATERIA DE PROTECCIÓN Y SEGURIDAD La responsabilidad principal de la protección y la seguridad corresponderá a la persona u organización responsable de instalaciones y actividades que entrañen riesgos radiológicos. Las principales partes responsables de la protección y la seguridad son: La responsabilidad principal de la protección y la seguridad, que no se puede delegar, corresponderá a la persona u organización responsable de toda instalación o actividad que entrañe riesgos radiológicos. - Los titulares registrados y titulares de licencias, o la persona u organización responsable de instalaciones y actividades para las que solo se requiere notificación - Los empleadores, en relación con la exposición ocupacional - Los médicos realizadores de procedimientos radiológicos, en relación con la exposición medica - Las personas u organizaciones designadas para ocuparse de situaciones de exposición de emergencia o situaciones de exposición existentes. Otras partes tendrán responsabilidades específicas en relación con la protección y la seguridad. Esas otras partes son: - Suministradores de fuentes, proveedores de equipo y programas informáticos, y proveedores de productos de consumo - Oficiales de protección radiológica - Médicos prescriptores - Físicos médicos 142 - Tecnólogos radiológicos - Expertos cualificados o cualquier otra parte a la que la parte principal haya asignado responsabilidades especificas - Trabajadores distintos - Comités de ética. Las partes principales pertinentes establecerán y ejecutaran un programa de protección y seguridad que sea adecuado para la situación de exposición. El programa de protección y seguridad: a. adoptará objetivos relativos a la protección y la seguridad de acuerdo con los requisitos establecidos en las presentes Normas; b. aplicara medidas para la protección y la seguridad que sean proporcionales a los riesgos radiológicos asociados a la situación de exposición y que sean adecuadas para asegurar el cumplimiento de los requisitos establecidos en las presentes Normas. Las partes principales pertinentes aseguraran que, al ejecutar el programa de protección y seguridad: a. Se hayan determinado, y se faciliten debidamente, las medidas y los recursos necesarios para lograr los objetivos de protección y seguridad b. el programa se revise periódicamente para evaluar su eficacia y su idoneidad c. Se determine y corrija cualquier fallo o deficiencia en la protección y la seguridad, y se adopten medidas para impedir que se repitan d. se disponga lo necesario para mantener consultas con las partes interesadas pertinentes e. se mantengan registros adecuados. Las partes principales pertinentes y otras partes con responsabilidades especificas en relación con la protección y la seguridad velaran porque todo el personal que participa en actividades relacionadas con la protección y la seguridad reciban enseñanza, capacitación y cualificación adecuadas de modo que entiendan sus responsabilidades y puedan desempeñar sus funciones de forma competente, con criterio adecuado y de conformidad con los procedimientos. 143 Las partes principales pertinentes permitirán el acceso de representantes autorizados del órgano regulador para llevar a cabo inspecciones de sus instalaciones y actividades y de sus registros sobre protección y seguridad, y cooperaran en la realización de las inspecciones. Las partes principales pertinentes se aseguraran de disponer de expertos cualificados y velaran por que estos sean consultados según sea necesario acerca de la observancia adecuada de las presentes Normas. Gestión en materia de protección y seguridad: Las partes principales aseguraran que la protección y la seguridad estén efectivamente integradas en el sistema general de gestión de las organizaciones de las que sean responsables. Elementos de protección y seguridad del sistema de gestión: Las partes principales demostraran el compromiso con la protección y la seguridad a los más altos niveles de las organizaciones de las que sean responsables. Las partes principales aseguraran que el sistema de gestion14 se conciba y ponga en práctica de modo que aumente la protección y la seguridad mediante: a. la aplicación de requisitos relativos a la protección y la seguridad manteniendo la coherencia con otros requisitos, incluidos los relativos al comportamiento operacional, así como con las directrices de seguridad física; b. la descripción de las medidas previstas y sistemáticas necesarias para ofrecer suficiente confianza en que los requisitos relativos a la protección y la seguridad se cumplen; c. la garantía de que la protección y la seguridad no se vean comprometidas por otros requisitos; d. la previsión de una evaluación regular del rendimiento en relación con la protección y la seguridad y la aplicación de las enseñanzas extraídas a partir de la experiencia; e. la promoción de la cultura de la seguridad. La RESPONSABILIDAD directa del control de la exposición a las radiaciones ionizantes recae sobre las instituciones que la provocan y aunque se enfatiza la responsabilidad de la institución, entendiéndose por ella la dirección o gerencia encargada de la fuente de radiación, no es menos importante la responsabilidad en cuanto a la seguridad de 144 los suministradores de las fuentes, de los trabajadores y expertos calificados que con ellas laboran y del personal de protección radiológica. La AUTORIDAD REGULADORA debe afianzar la responsabilidad directa de las instituciones y a la vez, establecer normativas generales de seguridad. En general, las funciones de la autoridad reguladora incluyen las siguientes: Evaluación de las solicitudes de permiso para la realización de las prácticas que impliquen o puedan implicar exposición a la radiación Autorización de tales prácticas y de las fuentes a ellas ligadas, con sujeción a ciertas condiciones especificadas Realización de inspecciones periódicas para verificar el cumplimiento de dichas condiciones Aplicación de toda medida necesaria para garantizar el cumplimiento de los reglamentos y normas. Establecer una cultura de seguridad caracterizada en especial por un compromiso, individual y colectivo, con la seguridad por parte de los trabajadores, del personal directivo y de los reguladores. La responsabilidad es de todos los individuos en lo que respecta a la protección y seguridad, incluidos los de nivel directivo superior. Figura 5.1 Cadena de responsabilidades 145 Para lograr el objetivo primordial de que las dosis y, por lo tanto, el detrimento, sea el mínimo razonablemente posible, debe aplicarse el programa de protección radiológica en las siguientes fases: Figura 5.2 Fases del programa de protección radiológica El equipo debe estar diseñado para que la exposición de las personas sea la mínima posible. El proyecto de la instalación debe ser tal que la colocación de equipos, distribución de salas, trayectorias a recorrer, así como los blindajes sean lo más racionales que sea posible. Antes de poner en funcionamiento, debe verificarse la situación de los equipos y la instalación y, por último, la Protección Radiológica debe aplicarse durante el funcionamiento, utilizando los equipos según está previsto en los manuales, entrenando al personal en los métodos de trabajo optimizados, revisando y adaptando estos métodos permanente y periódicamente y verificando el estado del equipo en todo lo que atañe a la protección. La instalación en su conjunto debe mantener, registros detallados en el lugar de trabajo de: - Inspecciones. Vigilancia médica (exámenes periódicos de su personal). Control de calidad de los equipos. Reportes de mantenimiento. Licencia institucional y personal. Reporte de dosis personal. Reportes de monitoreo de áreas y personal, etc. 146 La protección radiológica y su control deben ejercerse principalmente sobre las fuentes de exposición (materiales radiactivos y generadores artificiales de radiación), las personas y el ambiente de trabajo; con este propósito se han clasificado a los lugares de trabajo en dos clases: - Área supervisada Área controlada Área Supervisada.- Es aquella en la que las condiciones de trabajo relativas al uso de radiaciones, son mantenidas bajo vigilancia e inspección sin requerimiento de administración especial. Área Controlada.- En ella sus trabajadores cumplirán actividades definidas, destinadas al control de la exposición, tanto en su labor habitual como en caso de accidentes menores. La designación del área como controlada o supervisada se hará en la etapa de diseño de la instalación, previa asesoría y aprobación de la autoridad competente. La delimitación entre las dos áreas, se hará con el criterio de que las dosis que se reciban a partir de sus fronteras, se encuentren por debajo de los límites establecidos para el público en general. NORMAS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Las normativas a seguirse en Protección Radiológica, se basan primeramente en el tipo de radiación ionizante utilizada en la práctica y, principalmente en la actividad o exposición que tenga el material radiactivo o máquina generadora y/o emisora de radiación ionizante. Es necesario recordar que las personas pueden estar expuestas a radiaciones ionizantes por: Exposición externa: cuando la fuente de radiación ionizante se encuentra fuera de nuestro cuerpo. Exposición interna: cuando la fuente de radiación ionizante ha ingresado al interior de nuestro organismo por inhalación, ingestión o transferencia cutánea. 1. CONTROL DE LA EXPOSICIÓN EXTERNA La radiación externa es producida por equipos generadores de Rayos X y por fuentes radiactivas o artefactos que las contienen; la inevitable exposición del personal a la 147 radiación externa puede ser controlada por la aplicación concurrente de uno o más de los siguientes métodos o técnicas: - Minimizar el tiempo de exposición - Maximizar la distancia de la fuente de radiación - Blindar la fuente de radiación o interponer un blindaje entre ella y la persona expuesta Tiempo.- La dosis recibida por un individuo trabajando en un área donde existe una determinada intensidad de radiación es directamente proporcional a la cantidad de tiempo que el individuo pasa en dicha área. La dosis total del individuo será entonces igual al producto de la intensidad de radiación o tasa de dosis y la cantidad de tiempo de permanencia en el área. 𝐷𝑜𝑠𝑖𝑠 𝑡𝑜𝑡𝑎𝑙 = 𝑇𝑎𝑠𝑎 𝑑𝑒 𝑑𝑜𝑠𝑖𝑠 × 𝑡𝑖𝑒𝑚𝑝𝑜 Es evidente que a menor tiempo de permanencia en un campo de radiaciones, menor será la dosis de radiación recibida. El tiempo es el factor más simple de entender y manejar para reducir la dosis de exposición. La aplicación del factor "Tiempo" significa, no sólo "NO" permanecer innecesariamente en el campo de radiación, sino también tomar una serie de medidas o procedimientos de operación que acorten los tiempos de exposición. Cuando se debe hacer frente a emergencias que obliguen a entrar en área con niveles de exposición mayores que los permisibles, el trabajo a realizar debe ser planificado en detalle. La persona que tiene que ingresar debe entender exactamente lo que ha de hacer y de ser posible haber ensayado previamente las operaciones en un modelo a escala o por lo menos haber practicado el uso de las herramientas y otros elementos a emplear. En caso de tener que operar en campos de radiación muy intensos puede reducirse la dosis de exposición individual, repartiendo el tiempo total requerido para las operaciones a realizar, entre varios operadores, cada uno de los cuales ejecuta solo una fracción de la tarea total. Recuerde: 148 Distancia.- Intuitivamente, es evidente que la exposición a la radiación decrece con el incremento de la distancia a la fuente. La distancia entre sujeto y fuente de radiación es un medio muy efectivo para reducir la dosis de exposición y suele ser el más fácil y económico de aplicar. En el caso de una fuente puntual, la variación de la intensidad de radiación con la distancia no es simplemente lineal, sino que está dada por la ley de inverso de los cuadrados. "La intensidad de radiación en cada punto es inversamente proporcional al cuadrado de la distancia del mismo respecto de la fuente de emisión". Matemáticamente esta relación se expresa de la siguiente manera: 𝐼1 ∙ 𝑑12 = 𝐼2 ∙ 𝑑22 De acuerdo a esta ecuación, si se duplica la distancia, la intensidad se reduce a ¼; si se triplica la distancia, la intensidad se reduce nueve veces, es decir a 1/9. Recuerde: Blindaje.- Es el más importante pero a la vez el más costoso de los métodos usados para disminuir la dosis de exposición. Un blindaje es todo sistema destinado a atenuar un campo de radiación por la interposición de un medio material entre la fuente de radiación y las personas a proteger. El reducido alcance de las partículas ALFA en aire, (aproximadamente 1 cm por MeV de energía) y su escasa penetración en el tejido (no llegan a atravesar la capa basal de la piel, estimada en 70 micrómetros), hacen innecesario cualquier tipo de protección contra la radiación externa. Sin embargo, los emisores alfa que han sido ingeridos o inhalados son un serio peligro interno. La protección contra la irradiación externa a causa de partículas BETA, tiene por objeto evitar fundamentalmente la irradiación de la piel, el cristalino y los testículos. Dado su alcance finito, la tasa de fluencia de partículas beta puede reducirse a cero si se interpone un material de espesor mayor o igual al alcance de las partículas en dicho material. Como blindaje para radiación beta se utilizan materiales de bajo número atómico tales como aluminio, lucite y vidrio, a fin de reducir la generación de radiación secundaria de frenado (bremsstrahlung) constituida por rayos X. Para fuentes de 149 radiación beta con actividad mayor que algunas decenas de GBq (cientos de milicuries) generalmente es necesario adicionar un blindaje de plomo para atenuar la radiación de frenado. Los RAYOS X y GAMMA son más penetrantes. Su atenuación en un material sigue, con bastante aproximación, una función exponencial negativa. Para que la tasa de dosis se reduzca a cero sería necesario un blindaje de espesor infinito, por lo tanto, se deberá definir el espesor necesario de blindaje en base a los criterios básicos de protección radiológica, para lograr que estas radiaciones dejen de ser un peligro externo. Un modo de expresar la calidad o poder de penetración de los rayos X y gamma es el Espesor Hemirreductor o Capa Hemirreductora (CHR) que se define como el espesor de material que cuando colocado en el camino de la radiación, la reduce a la mitad de su valor original. El espesor decirreductor (TVT) similarmente reduce la radiación a un décimo de su valor original. Materiales que contienen átomos y moléculas pesadas tales como el acero, el plomo y el concreto, constituyen los blindajes más efectivos para la radiación gamma y los rayos X. Los NEUTRONES tienen un comportamiento complejo cuando viajan a través de la materia. Los neutrones rápidos interaccionan con átomos o moléculas más grandes sin perder mucha energía. Sin embargo, en una colisión entre un neutrón y un átomo o molécula pequeña, éstos últimos absorberán una porción de la energía del neutrón. El átomo más pequeño, el átomo de hidrógeno, es capaz de causar la mayor reducción en energía. Los materiales hidrogenados tales como: el agua, aceite, cera y polietileno son, por lo tanto, los mejores blindajes para neutrones. Una complicación es que cuando un neutrón ha perdido casi toda su energía, puede ser capturado, es decir absorbido totalmente por un átomo. Esto a menudo resulta en un nuevo átomo que se convierte en radionucleido, el cual en muchas instancias sería capaz de emitir rayos gamma de energía extremadamente alta. El blindaje puede reducir grandemente la exposición a la radiación y cualquier blindaje disponible puede ser usado con ventaja. El blindaje adecuado de las fuentes de radiación produce condiciones intrínsecamente seguras en los lugares de trabajo. Cuando la protección por blindajes está basada en la prevención del acceso, el funcionamiento correcto de los sistemas de enclavamiento deberá controlarse de manera rutinaria, es decir que hay que asegurarse que el blindaje no esté debilitado en la juntas, clavos, tornillos etc., o donde existan tubos, lumbreras, etc., así como en los marcos de las puertas y ventanas. En las aplicaciones de campo, muchos elementos pueden ser utilizados como blindaje. 150 La meta constante de todo trabajador radiológico es la minimización de la exposición a la radiación. La aplicación consciente de TIEMPO, DISTANCIA Y BLINDAJE, ayudan grandemente a alcanzar esta meta. 2. CONTROL DE LA CONTAMINACIÓN INTERNA El poder de contaminación de los productos radiactivos depende principalmente de su estado físico. Los polvos y los líquidos son los más peligrosos. Fácilmente pueden ponerse en suspensión en el aire, directamente (polvos) o indirectamente (líquidos, que todos son volátiles). Presentan también riesgos de contaminación superficial directa (líquidos) o indirecta (polvos por sedimentación). Los agregados sólidos presentan riesgo de contaminación solo cuando hay contacto directo (manos), y éste aumenta cuando se realizan operaciones de transformación. Al hablar de contaminación interna debemos considerar como proteger a la colectividad y a las personas individualmente: Protección Colectiva: las reglas que se deben observar se sitúan al nivel de diseño de los edificios. Se debe tomar en cuenta: - Disposición y clasificación de los laboratorios, para lo cual se debe agrupar en una misma zona los locales que presentan el mismo riesgo, utilizando una disposición progresiva del nivel de riesgo. Es decir rodear siempre, una zona de mayor riesgo por una de menor riesgo. - El confinamiento se realiza por la depresión y la ventilación. Consiste en un cerramiento ventilado donde los materiales radiactivos quedan aislados, mientras son arrastrados por una corriente de aire alejándolos del operador para evitar o al menos reducir la posibilidad de inhalación, ingestión y contacto superficial. El conjunto motor – ventilador genera la adecuada depresión dentro del confinamiento y el aire contaminado es arrastrado hacia el sistema de ventilación donde será tratado antes de su descarga a la atmósfera. La ventilación debe asegurar por lo menos entre 5 y 10 renovaciones por hora. La velocidad de flujo de aire debe ser de 0.5 m/s. Cuando se trate de tritio, que tiene un alto poder de retrodifusión, esta velocidad debe ser de 1m/s. - Seguridad en el almacenamiento y evacuación de los desechos; tomando en consideración el principio de no descargar ningún desecho radiactivo al medio 151 ambiente. Para esto los laboratorios deben estar equipados con recipientes adecuados para recibir los desechos radiactivos sólidos (basureros con pedal, toneles). Estos recipientes deben ser identificados con etiquetas de señalización apropiada. Protección Individual: El uniforme de trabajo es la primera precaución individual. Consistirá al menos de un mandil que cubra bien la mayoría del cuerpo, complementado por guantes desechables y zapatos o cubre-zapatos que no deberán ser sacados del lugar de trabajo; y, en lugares de trabajo con productos susceptibles de dispersión atmosférica, deben utilizarse mascarillas con filtros adecuados para tal fin. 5.3 REQUISITOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA REQUISITOS DE PROTECCIÓN RADIACTIVAS ABIERTAS RADIOLÓGICA PARA FUENTES MEDICINA NUCLEAR Datos Generales: - Datos de la institución - Personal - Fuentes de radiación - Descripción de la instalación - Sistema de gestión - Evaluación de seguridad - Exposición ocupacional - Responsabilidades de los empleadores, titulares y trabajadores y cooperación entre ellos Programa De Protección Radiológica: - Vigilancia radiológica y evaluación de dosis Información, Capacitación y entrenamiento : - Condiciones DE Servicio Condiciones especiales Exposición del público Programa de vigilancia radiológica - Gestión de desechos radiactivos y descargas al medio ambiente Exposición Médica - Responsabilidades específicas de los titulares - Justificación de las exposiciones médicas - Optimización de la protección y la seguridad. - Consideraciones de diseño del equipamiento y las fuentes - Optimización de la protección y la seguridad Consideraciones Operacionales - Optimización de la protección y la seguridad. calibración 152 - Optimización de la protección y la seguridad. dosimetría de los pacientes Optimización de la protección y la seguridad. niveles de referencia de diagnóstico Optimización de la protección y la seguridad. garantía de calidad para las exposiciones médicas Optimización de la protección y la seguridad. restricciones de dosis Mujeres embarazadas y en período de lactación. Alta de los pacientes después de terapias con radionúclidos. Investigación de exposiciones médicas no intencionales y accidentales Registros Emergencias Clausura De La Instalación REQUISITOS DE PROTECCIÓN RADIACTIVAS SELLADAS RADIOLÓGICA PARA FUENTES Radioterapia Datos Generales - Datos de la institución - Personal - Fuentes de radiación Descripción de la instalación - Sistema de gestión - Evaluación de seguridad - Exposición ocupacional Responsabilidades de los empleadores, titulares y trabajadores y cooperación entre ellos - Programa de protección radiológica - Vigilancia radiológica y evaluación de dosis - Información, capacitación y entrenamiento - Condiciones de servicio - Condiciones especiales Exposición Del Público - Programa de vigilancia radiológica - Gestión de fuentes selladas en desuso Exposición Médica - Responsabilidades específicas de los titulares - Justificación de las exposiciones médicas - Optimización de la protección y la seguridad. consideraciones de diseño - Optimización de la protección y la seguridad. consideraciones operacionales - Optimización de la protección y la seguridad. Calibración - Optimización de la protección y la seguridad. dosimetría de los pacientes - Optimización de la protección y la seguridad. garantía de calidad para las exposiciones médicas - Optimización de la protección y la seguridad. restricciones de dosis 153 - Mujeres embarazadas - Alta de los pacientes después de terapias con braquiterapia - Investigación de exposiciones médicas no intencionales y accidentales Registros Emergencias Clausura De La Instalación RADIOGRAFÍA INDUSTRIAL Datos Generales Datos de la institución - Personal - Fuentes de radiación - Descripción de la instalación Sistema de gestión - Evaluación de seguridad - Exposición ocupacional - Responsabilidades de los empleadores, titulares y trabajadores y cooperación entre ellos Programa de protección radiológica - Vigilancia radiológica y evaluación de dosis - Información, capacitación y entrenamiento - Condiciones de servicio - Condiciones especiales Exposición del público - Programa de vigilancia radiológica - Gestión de fuentes selladas en desuso - Gestión de desechos radiactivos Requisitos específicos de radiografía industrial - Instalación de radiografía industrial fija - Instalaciones de radiografía industrial móvil o de campo - Instalación de Almacenamiento de Equipos, Accesorios y Fuentes de Radiación Equipos de radiografía industrial y accesorios - Programa de mantenimiento - Recambio de fuentes radiactivas - Transporte de material radiactivo Programa de seguridad física de las fuentes - Registros - Emergencias Clausura de la instalación 154 REQUISITOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA DIAGNÓSTICO MÉDICO Y ODONTOLOGÍA, CONTROL DE CARGA. Datos Generales - Datos de la institución - Personal - Fuentes de radiación - Descripción de la instalación - Sistema de gestión - Evaluación de seguridad - Exposición ocupacional - Responsabilidades de los empleadores, titulares y trabajadores y cooperación entre ellos - Programa de protección radiológica - Vigilancia radiológica, evaluación de dosis y vigilancia de salud - Información, capacitación y entrenamiento - Condiciones de servicio - Arreglos especiales Exposición del público - Programa de vigilancia radiológica - Exposición médica - Responsabilidades específicas de los titulares - Justificación de las exposiciones médicas - Optimización de la protección y la seguridad. consideraciones de diseño - Optimización de la protección y la seguridad. consideraciones operacionales - Optimización de la protección y la seguridad. Calibración 22 - Optimización de la protección y la seguridad. dosimetría de los pacientes - Optimización de la protección y la seguridad. niveles de referencia de diagnóstico - Optimización de la protección y la seguridad. garantía de calidad para las exposiciones médicas - Optimización de la protección y la seguridad. restricciones de dosis mujeres embarazadas Investigación de exposiciones médicas no intencionales y accidentales Registros Emergencias Clausura De La Instalación REQUISITOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA INTERVENCIONISMO Datos Generales - Datos de la institución - Personal - Fuentes de radiación - Descripción de la instalación 155 Sistema de gestión Evaluación de seguridad Exposición ocupacional - Responsabilidades de los empleadores, titulares y trabajadores y cooperación entre ellos - Programa de protección radiológica - Vigilancia radiológica y evaluación de dosis - Información, capacitación y entrenamiento - Condiciones de servicio - Condiciones especiales Exposición del público - Programa de vigilancia radiológica Exposición Médica - Responsabilidades específicas de los titulares - Justificación de las exposiciones médicas - Optimización de la protección y la seguridad. consideraciones de diseño - Optimización de la protección y la seguridad. consideraciones Operacionales - Optimización de la protección y la seguridad. Calibración - Optimización de la protección y la seguridad. dosimetría de los pacientes - Optimización de la protección y la seguridad. niveles de referencia de diagnóstico - Optimización de la protección y la seguridad. - Garantía de calidad para las exposiciones médicas de las mujeres embarazadas - Investigación de exposiciones médicas no intencionales y accidentales Registros Emergencias Clausura De La Instalación REQUISITOS DE RADIOACTIVOS PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Datos Generales - Datos de la institución - Personal - Fuentes de radiación - Descripción de la instalación Sistema De Gestión Fundamentación y evaluación de seguridad Exposición ocupacional - Responsabilidades de los empleadores, Cooperación entre ellos - Programa de protección radiológica - Vigilancia radiológica y evaluación de dosis - Información, capacitación y entrenamiento - Condiciones de servicio 156 titulares y DESECHOS trabajadores y - Condiciones especiales Exposición del público - Generales - Programa de vigilancia radiológica Gestión de desechos radiactivos y descargas al medio ambiente - Recursos financieros - Control y minimización de los desechos radiactivos - Clasificación y caracterización de los desechos radiactivos - Gestión de fuentes selladas en desuso - Procesamiento de los desechos radiactivos desde su recolección hasta su tratamiento. - Acondicionamiento - Almacenamiento - Interdependencias - Criterios de aceptación para los desechos radiactivos - Dispensa - Reciclado y reusó - Descargas - Registros y reportes en la gestión de los desechos radiactivos - Protección y seguridad física REQUISITOS PARA INSTALACIONES DE GESTIÓN DE DESECHOS PREVIA A SU DISPOSICIÓN FINAL - Localización y diseño de la instalación - Construcción y puesta en marcha de la instalación - Operación de la instalación - Clausura de la instalación Emergencias AUTORIZACIÓN: REGISTRO O LICENCIA - La Licencia se extiende a cada Departamento por separado, por lo que cada Departamento debe presentar una solicitud independiente. - Lea detenidamente la declaración de la Institución. Suministrar datos falsos puede dar lugar a sanciones en base a la Ley y Reglamento de Seguridad Radiológica y a otros a que hubiere lugar. La Licencia Institucional se otorga cuando: - a. Institución cumpla con los requisitos de Seguridad Física y Protección Radiológica y las disposiciones y recomendaciones hechas por la SCAN, luego de una Inspección, de acuerdo a los plazos señalados. 157 b. Todo el personal ocupacionalmente expuesto a las radiaciones ionizantes presente su respectiva licencia personal vigente. c. Presentar copia del RUC d. En caso de renovación presentar licencia original anterior e. Todas aquellas observaciones hechas por la Autoridad Reguladora. - El representante legal es el Propietario, Director, Rector, Gerente o máximo Ejecutivo de la Institución y es el responsable ante la ley por los trámites, funcionamiento, personal, accidentes y demás situaciones que se pudieren producir. Además son responsables también del licenciamiento de su personal, su protección y de la idoneidad de sus empleados. 158 5.4 BIBLIOGRAFÍA 1. COMISIÓN INTERNACIONAL DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA, Las Recomendaciones 2007 de la Comisión Internacional de Protección Radiológica, Publicación ICRP-103, editada por la Sociedad Española de Protección Radiológica (SEPR) con la autorización de la ICRP, Senda Editorial S.A., Madrid (2008) 2. COMUNIDAD EUROPEA DE LA ENERGÍA ATÓMICA, ORGANIZACIÓN DE LAS NACIONES UNIDAS PARA LA AGRICULTURA Y LA ALIMENTACIÓN, ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, ORGANIZACIÓN INTERNACIONAL DEL TRABAJO, ORGANIZACIÓN MARÍTIMA INTERNACIONAL, AGENCIA PARA LA ENERGÍA NUCLEAR DE LA OCDE, ORGANIZACIÓN PANAMERICANA DE LA SALUD, PROGRAMA DE LAS NACIONES UNIDAS PARA EL MEDIO AMBIENTE, ORGANIZACIÓN MUNDIAL DE LA SALUD, Principios fundamentales de seguridad, Colección de Normas de Seguridad del OIEA No SF-1, OIEA, Viena (2007). 3. NACIONES UNIDAS, Sources and Effects of Ionizing Radiation (Report to the General Assembly), Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de los Efectos de las Radiaciones Atómicas (UNSCEAR), Naciones Unidas, Nueva York (2000). 4. NACIONES UNIDAS, Sources and Effects of Ionizing Radiation. Volume I: Report to the General Assembly, Scientific Annexes A and B; Volume II: Scientific Annexes C, D and E. Comite Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de los Efectos de las Radiaciones Atómicas, Informe UNSCEAR 2006. Publicaciones de venta E.08.IX.6 (2008) y E.09.IX.5 (2009) de las Naciones Unidas, Naciones Unidas, Nueva York. 5. COMISIÓN INTERNACIONAL DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA, Statement on Radon, ICRP Ref 00/902/09, (2009). ORGANIZACIÓN MUNDIAL DE LA SALUD, Handbook on Indoor Radon: a Public Health Perspective, OMS, Ginebra (2009). 6. COMISIÓN INTERNACIONAL DE UNIDADES Y MEDIDAS RADIOLÓGICAS, Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry, Informe No 51, ICRP, Bethesda, (1993). 7. ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Marco gubernamental, jurídico y regulador para la seguridad, Colección Normas de Seguridad del OIEA No GSR Part 1, OIEA, Viena (2010). 8. ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Clausura de instalaciones que utilizan material radiactivo, Colección de Normas de Seguridad del OIEA No WS-R-5, OIEA, Viena (2010). 9. ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Gestión previa a la disposición final de desechos radiactivos, Colección de Normas de Seguridad del OIEA No GSR Part 5, OIEA, Viena (2010). 10. ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Disposal of Radioactive Waste, Colección de Normas de Seguridad del OIEA No SSR-5, OIEA, Viena (2011). 159 11. ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Reglamento para el transporte seguro de materiales radiactivos, Edición de 2009, Colección de Normas de Seguridad del OIEA No TS-R-1, OIEA, Viena (2009). 12. ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, The Management System for Facilities and Activities, Colección de Normas de Seguridad del OIEA No GS-R-3, OIEA, Viena (2006). 13. ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Evaluación de la seguridad de las instalaciones y actividades, Colección de Normas de Seguridad del OIEA No GSR Part 4, OIEA, Viena (2010). 160 CAPÍTULO 6 6. DOSIMETRÍA DE LAS RADIACIONES IONIZANTES 6.1 MAGNITUDES Y UNIDADES DOSIMÉTRICAS Desde siempre, la humanidad ha necesitado medir (para ello creó miles de instrumentos) y ponerse de acuerdo sobre las unidades a utilizar en dichas medidas, tarea que no fue nada fácil. Afortunadamente, en la actualidad contamos con el sistema internacional de unidades. Ya lo decía Galileo Galilei (1564-1642), astrónomo, filósofo, matemático y físico italiano que estuvo relacionado estrechamente con la revolución científica: "Medir lo que es medible y tratar de hacer medible lo que todavía no lo es". La observación de un fenómeno es en general, incompleta a menos que dé lugar a una información cuantitativa. Para obtener dicha información, se requiere la medición de una propiedad física. La medición es la técnica por medio de la cual asignamos un número a una propiedad física, como resultado de una comparación de dicha propiedad con otra similar tomada como patrón, la cual se ha adoptado como unidad. Las radiaciones ionizantes son invisibles, silenciosas, inodoras, insípidas y no pueden tocarse, en definitiva no podemos detectarlas con nuestros sentidos. Sin embargo, se pueden detectar y medir por distintos procedimientos como se describe más adelante. El hecho de no detectarlas con nuestros sentidos podría llevar a pensar, equivocadamente, que no existen o que no pueden provocar ningún efecto biológico. Sin embargo, sí es posible reconocer su existencia por los efectos que ocasionan, por su capacidad de ionizar la materia y de ser absorbidas por la misma. Precisamente la necesidad de su cuantificación está derivada de la producción de una serie de efectos nocivos sobre los organismos vivos. Hace mucho tiempo que se sabe que las dosis altas de radiación ionizante pueden causar lesiones en los tejidos humanos. Ya a los seis meses del descubrimiento de los rayos X por Roentgen en 1895, se describieron los primeros efectos nocivos de las radiaciones ionizantes. En el presente capítulo se describen las definiciones de magnitudes y sus unidades, como así también los conceptos y términos de aplicación en protección radiológica. Las magnitudes y sus correspondientes unidades más utilizadas para medir las radiaciones ionizantes y los compuestos radiactivos son: 167 Tabla 6.1 Unidades de utilizadas en radiaciones ionizantes Magnitud Proceso físico medido Unidades S.I. Actividad Desintegración nuclear Becquerel (Bq) Exposición Ionización producida por la radiación X y γ en aire Coulomb/kilogramo (C/Kg) Dosis absorbida Energía depositada Gray (Gy) Dosis equivalente Efecto Biológico Sievert (Sv) Dosis efectiva Riesgos Sievert (Sv) Cada unidad tiene sus múltiplos y submúltiplos. En el sistema internacional (SI) los submúltiplos que más utilizaremos serán: 𝑚𝑖𝑙𝑖 (𝑚) = 10−3 𝑚𝑖𝑐𝑟𝑜 (𝜇) = 10−6 𝑛𝑎𝑛𝑜 (𝑛) = 10−9 ACTIVIDAD DE UNA FUENTE RADIACTIVA Se mide en becquerelios (Bq), que es una unidad derivada del Sistema Internacional de Unidades, que equivale a una desintegración nuclear por segundo. Los becquerelios indican la velocidad de desintegración de una sustancia radiactiva. A mayor cantidad de becquerelios más rápidamente se desintegrará (mayor número de desintegraciones por segundo) y por tanto más “activa” sería la sustancia. 𝐴= 𝑑𝑁 𝑑𝑡 UNIDAD EN EL S. I.: SÍMBOLO: 1 Bq: Becquerelio Bq 1 desintegración por segundo. UNIDAD TRADICIONAL: SÍMBOLO: 1 Ci: Curie Ci 3,7 x 1010 Bq. La ACTIVIDAD ESPECIFICA de un material radiactivo se define como la actividad de la unidad de masa de dicho material. Cuanto mayor es la actividad específica de una sustancia conteniendo un solo radionucleido, se desintegra más rápidamente ya que su período de semidesintegración es más corto, por ejemplo: el Plutonio239 puro, con sus 24.000 años de período de semidesintegración, tiene una actividad específica de tan 168 solo 0.06 Ci/g., mientras que el Iodo131, con sus 8 días de período, alcanza a ser de 1.25 x 105 Ci/g. En la práctica, los isótopos radiactivos generalmente están mezclados con otros que no lo son, o disueltos en líquidos no radiactivos, en cuyo caso, la actividad específica de la mezcla o de la disolución, será menor. Un curie de una sustancia radiactiva de período corto supone pues una masa muy pequeña de dicha sustancia. Por ejemplo, bastan 8 microgramos de Iodo131 para formar un curie. En consecuencia, el escape de una pequeña cantidad de tales sustancias implica una contaminación radiactiva peligrosa. EXPOSICIÓN Desde los primeros trabajos sistemáticos con rayos X, se vio la necesidad de definir una magnitud representativa de dicha radiación, que estuviera directamente relacionada con su interacción con la materia, dando como resultado un efecto fácil de medir. Se decidió llamar a dicha magnitud EXPOSICIÓN a la radiación X y también a la radiación gamma, dada la naturaleza idéntica de ambas. Como fenómeno de interacción se adoptó la ionización producida por la radiación en aire, es por lo tanto una magnitud que evalúa la intensidad de un campo de radiación X o gamma. Se define como: 𝑋= 𝑑𝑄 𝑑𝑚 Donde dQ, es el valor absoluto de la carga eléctrica total de los iones de un mismo signo producida en el aire, cuando todos los electrones y/o positrones liberados por fotones en una masa de aire dm, son completamente frenados en aire. UNIDAD S.I.: UNIDAD TRADICIONAL: Coulomb/kilogramo Roentgen 1 𝑅 = 2,58 × 10−4 SÍMBOLO: C/kg. SÍMBOLO: R 𝐶 𝑘𝑔 Es una magnitud que se define exclusivamente para radiación electromagnética basada en la capacidad de la radiación de producir ionización en el aire. Tipos de Exposición Según la persona expuesta a las radiaciones ionizantes, la exposición se clasifica en: Exposición ocupacional Exposición médica Exposición del público 169 Exposición ocupacional Es toda exposición a radiaciones ionizantes que un trabajador recibe como consecuencia de su trabajo. Las exposiciones excluidas y las exposiciones correspondientes a prácticas con fuentes exentas no necesitan ser consideradas en la protección ocupacional. Exposición médica Es la exposición que tiene lugar como parte del diagnóstico o tratamiento de la persona expuesta. Comprende a los pacientes, a las personas que conscientemente los ayudan y a los voluntarios en investigaciones biomédicas. Exposición del público Corresponde al resto de las exposiciones recibidas por miembros del público a causa de fuentes de radiación, excluyendo a la exposición ocupacional, médica y del fondo natural normal en la zona. En la tabla 6.2 se indican los límites de dosis establecidos para la exposición ocupacional y la exposición al público según el Organismo Internacional de Energía Atómica. Tabla 6.2 Unidades de utilizadas en radiaciones ionizantes Exposición del Exposición Ocupacional Magnitud Público (mSv/año) (mSv/año) 20 (el promedio en 5 años) 1 (el promedio en 5 Dosis Efectiva No debe exceder los 50 mSv años) en un año Ojos 150 15 Dosis Piel 500 50 Equivalente Extremidades 500 50 170 DOSIS ABSORBIDA Cuando la radiación incide en un cuerpo depositada en él su energía La DOSIS ABSORBIDA es una medida de la cantidad de energía depositada Figura 6.1 Dosis absorbida El Roentgen ha sido definido como la unidad de exposición a radiación X o gamma, en función de la ionización que tales radiaciones producen en un gas. Sin embargo, es fundamental determinar la energía que la materia absorbe de cualquier tipo de radiación que la atraviese. Por ello, ha sido preciso definir una nueva magnitud llamada DOSIS ABSORBIDA, como la energía que deposita cualquier radiación ionizante por unidad de masa de material irradiado. 𝐷= 𝑑𝐸 𝑑𝑚 Dónde: De = es la energía media impartida por la radiación ionizante a la materia de masa dm. UNIDAD SI: 1 Joule/kg UNIDAD TRADICIONAL: Gray rad SÍMBOLO: Gy SÍMBOLO: rad. 1 𝐺𝑦 = 100 𝑟𝑎𝑑𝑠 En protección radiológica, es útil definir la dosis absorbida promedio en un órgano o tejido, DT, o sea: 𝐷𝑇 = 𝐸𝑇 𝑚𝑇 Dónde: ET, es la energía total impartida a un tejido u órgano y mT es la masa de ese tejido u órgano. 171 Dosis absorbida D El símbolo es D Unidad = gray (Gy); (1 joule por kilogramo) Algunos países aún usan el rad (= 0,01 Gy) Figura 6.2 Dosis Absorbida Tasa de Exposición y de Dosis Absorbida La exposición a radiación X o gamma, así como la dosis absorbida de cualquier radiación, han sido definidas independientemente del tiempo que haya durado la irradiación. Un individuo, puede absorber la dosis total de 1 rad en un minuto, por hallarse en un campo de radiación intenso o en varios años, por vivir en un campo de radiación débil. Por ello es importante considerar las llamadas TASA DE EXPOSICIÓN Y DE DOSIS, que son respectivamente la exposición o la dosis que se recibiría, en condiciones constantes, por unidad de tiempo; se suelen expresar en R/h y Gy/hora. 𝑋̇ = 𝑑𝑋 𝑑𝑡 𝐷̇ = 𝑑𝐷 𝑑𝑡 Kerma En relación con la radiación ionizante, suele distinguirse entre aquella constituida por partículas con carga eléctrica (radiación directamente ionizante), por ejemplo partículas alfa, y aquella constituida por partículas sin carga eléctrica (radiación indirectamente ionizante) tales como fotones y neutrones. Una de las razones para esta distinción es que, en la interacción, la transferencia de energía del campo de radiación al medio material se realiza en forma directa en el caso de las partículas cargadas y, en un proceso en dos etapas o indirecto en el caso de las partículas sin carga eléctrica. 172 En la primera de las dos etapas, se transfiere la energía de las partículas indirectamente ionizantes (no cargadas) a partículas cargadas y son estas últimas las que luego en su interacción, producen múltiples pares de iones en dicho material (interacciones de tipo Coulombiano, es decir interacciones carga - carga entre partículas). La definición de dosis absorbida está relacionada con la segunda etapa del proceso, y para describir la transferencia de energía que tiene lugar en la primera etapa, se define el Kerma, como la suma de las energías cinéticas iniciales de todas las partículas cargadas, liberadas por partículas indirectamente ionizantes (no cargadas) en una masa elemental. 𝐾= 𝑑𝐸𝑡𝑟 𝐽 𝑈𝑛𝑖𝑑𝑎𝑑: 𝑑𝑚 𝐾𝑔 Figura 6.3 Kerma En la mayoría de las situaciones prácticas, ocurre una cierta igualdad numérica entre los valores de kerma y dosis absorbida, esta igualdad es función del grado de equilibrio electrónico alcanzado y de la posibilidad de despreciar la pérdida de energía por radiación de frenado. Las magnitudes definidas hasta ahora son magnitudes físicas, su expresión no es suficiente para caracterizar los riesgos que resultan de una irradiación. Las radiaciones ionizantes pueden inducir muchos cambios físicos, químicos y biológicos; la clase y magnitud del cambio dependen de las condiciones físicas de irradiación, pero también de la naturaleza, es decir de la CALIDAD de estas radiaciones. Así, 10 rads entregados por rayos X de 100 keV, no tendrán los mismos efectos que 10 rads entregados por neutrones de 10 MeV. En general, los efectos radioinducidos, dependen de la distribución espacial de la energía impartida al medio por una partícula cargada. Es decir que el efecto observado, no solo depende de la dosis absorbida, sino del tipo y/o energía de la radiación ionizante que lo produjo. En particular, importa la descripción de la calidad, en términos de la llamada Transferencia Lineal de Energía o LET, que es la distribución espacial de la energía de una partícula cargada o radiación, al atravesar una distancia recorrida, a causa de las colisiones con electrones. 𝐿𝐸𝑇 = 173 𝑑𝐸 𝑑𝑙 Dónde: dE, es la energía perdida por una partícula cargada, al atravesar una distancia dl. Entonces, para obtener una evaluación del riesgo a una condición de irradiación definida, es necesario aplicar a la dosis absorbida, unos factores modificantes. Para conocer las posibles consecuencias en la salud de una exposición a radiación ionizante, se necesita por tanto otro concepto que indique la cantidad de energía absorbida por los tejidos y permita cuantificar el daño biológico causado. En definitiva, es necesario conocer la "DOSIS" de radiación recibida. Las radiaciones ionizantes interaccionan con la materia depositando en ella energía, produciendo ionizaciones y por tanto alteraciones en las moléculas de las células. El daño biológico producido por las radiaciones ionizantes está relacionado con la energía depositada por unidad de masa, que es la magnitud conocida como dosis absorbida. Pero el daño biológico producido por las radiaciones no sólo está en función de la energía depositada en un tejido u órgano, sino que también depende del tipo de radiación. No todas las radiaciones producen la misma densidad de ionización cuando atraviesan la materia viva. Por ejemplo, las partículas alfa producen mucha mayor densidad de ionización en la materia que atraviesan que los rayos gamma, para la misma dosis absorbida. Se sabe que las radiaciones que producen mayor densidad de ionización son más dañinas a igualdad de dosis. DOSIS EQUIVALENTE Puesto que la probabilidad de aparición de efectos estocásticos depende de la calidad de la radiación, tradicionalmente se ha introducido un factor de ponderación para modificar la dosis absorbida y definir el entonces llamado EQUIVALENTE DE DOSIS. Este factor adimensional, llamado FACTOR DE CALIDAD, Q, se expresa en función de la transferencia lineal de energía. Sin embargo, como se explica más adelante, de acuerdo a las últimas recomendaciones del ICRP, en lugar de Q, se utilizan ahora los FACTORES DE PONDERACIÓN DE LA RADIACIÓN, W R, basados en una revisión de la información biológica. Se define ahora una nueva magnitud derivada de la dosis absorbida promediada en un tejido u órgano y denominada DOSIS EQUIVALENTE. La Dosis Equivalente en un órgano o tejido T, debido a la radiación R, se expresa por: 𝐻𝑇,𝑅 = 𝑊𝑟 ∙ 𝐷𝑇,𝑅 Dónde: DT,R es la dosis absorbida promedio debida a la radiación R, en el tejido u órgano T. Puesto que el factor de ponderación de la radiación es adimensional, la unidad de dosis equivalente en el Sistema Internacional es la misma que la de la dosis absorbida, o sea J/kg, pero recibe el nombre especial de SIEVERT (Sv). La dosis equivalente por unidad de tiempo es la tasa de dosis equivalente: 174 UNIDAD S.I.: UNIDAD TRADICIONAL: Sievert rem 1 Sv = 100 rem. Tabla 6.3 Factores de Ponderación de la Radiación Tipo de radiación Valor Fotones de todas las energías 1 Electrones y muones de todas las energías 1 < 10 keV 5 10 – 100 keV 10 100 keV – 2 MeV 20 2 – 200 MeV 10 > 200 MeV 5 Protones, menos los de retroceso, energía > 2 MeV 5 Partículas alfa, fragmentos de fisión, núcleos pesados 20 Neutrones Energía: 1 = Todos los valores están relacionados con la radiación que incide sobre el cuerpo o, en el caso de fuentes internas, con las emitidas por dichas fuentes. Dosis equivalente Tiene en cuenta los distintos tipos de radiación El símbolo es H Unidad = sievert (Sv) H Algunos países aún usan el rem (= 0,01 Sv) Figura 6.4 Dosis Equivalente El valor del factor de ponderación de la radiación para un determinado tipo y energía, ha sido escogido por el ICRP, de forma que sea representativo de los valores de eficacia biológica relativa de dicha radiación para inducir efectos estocásticos a dosis bajas. La eficacia biológica relativa (EBR) de un tipo de radiación, frente a otra, es la relación inversa entre las dosis absorbidas, que dan lugar a la aparición del mismo efecto biológico. En líneas generales, los valores W R son compatibles con los valores de Q, los cuales a su vez están relacionados con la magnitud denominada transferencia lineal de energía (LET), que es una medida de la densidad de la ionización a lo largo de la trayectoria seguida por una partícula ionizante. Para radiaciones de baja LET, incluidas las radiaciones X y gamma de cualquier energía, según el ICRP se ha escogido la unidad para el factor de ponderación de la radiación. El valor elegido para otras 175 radiaciones está basado en los valores observados de la eficacia biológica relativa (EBR), independientemente de que la radiación de referencia sea del tipo X o gamma. Ejemplo: Un tejido absorbe 2 mGy de radiación gamma y 1 mGy de radiación alfa. ¿Cuál es su dosis equivalente? Solución: 𝐻𝑇,𝑅 = 𝑊𝑟 ∙ 𝐷𝑇,𝑅 𝐻𝑇,𝑅 = 2 𝑚𝐺𝑦 ∙ 1 + 1𝑚𝐺𝑦 ∙ 20 𝐻𝑇,𝑅 = 22 𝑚𝑆𝑣 DOSIS EFECTIVA Se ha observado que la relación entre la probabilidad de aparición de efectos estocásticos y la dosis equivalente, también depende del órgano o tejido irradiado. Por lo tanto resulta apropiado definir otra magnitud derivada de la dosis equivalente, la dosis efectiva. Para expresar la combinación de diferentes dosis equivalentes en diferentes tejidos de forma que se pueda correlacionar razonablemente con el efecto estocástico total, se utiliza el FACTOR DE PONDERACIÓN DE TEJIDO, W T. Los valores de dicho factor se han escogido de forma tal, que una dosis equivalente uniforme sobre todo el cuerpo, de lugar a una dosis efectiva numéricamente igual a esta dosis equivalente uniforme. La suma de los factores de ponderación de los tejidos es entonces igual a la unidad. La unidad de dosis efectiva también es el J/kg y recibe el nombre especial de Sievert. La dosis efectiva E, es la suma de las dosis equivalentes ponderadas en todos los órganos y tejidos del cuerpo. Viene dada por la expresión: 𝐸 = ∑ 𝑊𝑡 ∙ 𝐻𝑇,𝑅 176 Dosis efectiva Tiene en cuenta la radiosensibilidad de los distintos tejidos u órganos El símbolo es E Unidad = sievert (Sv); (o rem) E Figura 6.5 Dosis Efectiva Donde HT, es la dosis equivalente en el tejido u órgano T. Tabla 6.4 Factores de Ponderación del Tejido Tejido u órgano Factor de Ponderación del Tejido, WT Gónadas 0.20 Médula ósea 0.12 Colon 0.12 Pulmones 0.12 Estómago 0.12 Vejiga 0.04 Mama 0.05 Hígado 0.05 Esófago 0.04 Tiroides 0.05 Superficie ósea 0.01 Piel 0.01 Resto 0.05 1. Estos valores se han determinado a partir de una población de referencia de igual número de personas de ambos sexos y un amplio espectro de edades. En la definición de dosis efectiva, éstos son aplicables a los trabajadores, la población en su conjunto y para cualquiera de los sexos. 177 2. A efectos de cálculo, el “resto” se compone de los siguientes tejidos y órganos: glándulas suprarrenales, cerebro, intestino grueso superior (ciego, ascendente y transverso), intestino delgado, riñones, músculos, páncreas, bazo, timo y útero. La lista contiene órganos susceptibles de ser irradiados de forma selectiva. Se sabe que algunos de los órganos que figuran en la lista son susceptibles a la inducción de cáncer. Si posteriormente se identificara que otros tejidos y órganos tienen un riesgo significativo de cáncer inducido, se incluirán en la lista, ya sea con un W T específico o dentro del conjunto adicional que constituye el “resto”. Este último también puede incluir otros tejidos u órganos irradiados de forma selectiva. 3. En los casos excepcionales en los que uno cualquiera de los tejidos u órganos del resto, reciba una dosis equivalente superior a la dosis más alta de cualquiera de los doce órganos para los que se especifica un factor de ponderación, se aplicará al tejido u órgano afectado, un factor de ponderación de 0.025, aplicándose un factor de ponderación de 0.025 a la dosis media en los otros órganos o tejidos que constituyen el “resto” según se define anteriormente. Ejemplo: Los pulmones reciben una dosis equivalente de 3 mSv y la tiroides recibe una dosis equivalente de 6 mSv. ¿Cuál es la dosis efectiva que ha recibido esta persona? Solución: 𝐸 = ∑ 𝑊𝑡 ∙ 𝐻𝑇,𝑅 𝐸 = 3 𝑚𝑆𝑣 ∙ 0,12 + 6 𝑚𝑆𝑣 ∙ 0,05 𝐸 = 0,66 𝑚𝑆𝑣 Para entender todas estas magnitudes, vamos a imaginarnos que estamos debajo de una tormenta de granizo. La cantidad de granizo que cae representa la actividad radiactiva, pero no todos los granizos que caen nos alcanzarán. Aquellos que impacten con nuestro cuerpo son los que nos van a producir daño, por tanto el número de granizos que nos alcancen representará la dosis absorbida. 178 Figura 6.6 Unidades Dosimétricas Pero, el daño que nos produzca el granizo no sólo dependerá del número de ellos que nos alcancen, sino que también va a depender del tamaño de éstos. A igualdad de número de granizos que nos impacten, cuanto mayor sea su tamaño más daño nos hará. El número de granizos que nos alcanzan y su tamaño es lo que, para las radiaciones ionizantes, nos indica la dosis equivalente. Por último, si realmente queremos saber el daño que nos producirá el granizo, además del número que nos impacta y su tamaño, tendremos que tener en cuenta en qué parte de nuestro cuerpo nos alcanzan, ya que no todas ellas son igual de sensibles. Lo mismo ocurre con las radiaciones ionizantes y los tejidos de nuestro cuerpo y por eso es necesario utilizar la dosis efectiva. En resumen, las magnitudes relacionadas con la dosis de radiación ionizante son: Tabla 6.5 Resumen de las magnitudes de dosis Dosis absorbida Energía depositada por unidad de masa Dosis equivalente Dosis absorbida multiplicada por un factor de ponderación que tiene en cuenta el tipo de radiación ionizante que produce la exposición Dosis efectiva Sumatorio de dosis equivalente (en cada órgano/tejido) multiplicado por un factor de ponderación que tiene en cuenta la diferente sensibilidad de órganos y tejidos a la radiación ionizante 179 Gray (Gy) (J/Kg) Sievert (Sv) (J/Kg) Sievert (Sv) (J/Kg) 6.2 DETECCIÓN Y MEDICIÓN DE LAS RADIACIONES IONIZANTES Como se ha comentado anteriormente, ninguno de nuestros sentidos es capaz de detectar las radiaciones ionizantes. Sin embargo, en la actualidad existe una gran variedad de instrumentos que permiten medir con fines proteccionistas las magnitudes que nos permitan evaluar los efectos biológicos y el riesgo que implica la exposición a la radiación ionizante. La detección y medida de las radiaciones tienen sus fundamentos en la evaluación de los procesos físico - químicos que provocan las radiaciones ionizantes al interactuar con la materia. Esta interacción supone una cesión de energía, que hay que cuantificar, valiéndose de los efectos que ocasionan: ioniza el medio gaseoso, ennegrece emulsiones fotográficas, descompone ciertas substancias químicas, provoca centelleo dentro de ciertas sustancias luminiscentes, etc. Estas propiedades han sido explotadas para el estudio y la construcción de diversos aparatos de detección y medida de las radiaciones. Un sistema de detección de la radiación, se halla constituido por dos bloques básicos: Detector Instrumentación electrónica asociada. El detector actúa como transductor, transformando la energía del campo de radiación a medir, en otra más fácilmente procesable, como es la energía eléctrica. Los detectores de radiaciones ionizantes pueden clasificarse en detectores inmediatos o retardados, según el suministro de la información al observador, instantánea o diferida, con respecto al momento en que se procede a la detección. También pueden clasificarse en por ionización o por excitación, según el tipo de fenómeno físico involucrado en el proceso de conversión de la energía del campo de radiación, en señal inteligible. 180 a. DETECTORES POR IONIZACIÓN Detectores gaseosos La radiación al pasar por un gas, produce iones, si mediante dos electrodos se aplica un campo eléctrico, los iones serán atraídos según su carga eléctrica, originando una corriente, es decir una señal eléctrica. Figura 6.7 Detectores Gaseosos Un detector basado en este principio consta de un cilindro que encierra el gas (cátodo) y tiene un electrodo central aislado que actúa de ánodo (Fig. 6.7). Cuando dicho dispositivo se expone a un campo de radiación, la interacción de las partículas ionizantes con el gas que llena el recinto o con el material de sus paredes, hace que se generen pares de iones (uno de carga eléctrica positiva y otro de carga eléctrica negativa). Estos iones, en presencia del campo eléctrico, se aceleran en dirección a los 181 electrodos polarizados eléctricamente con signo contrario, los iones serán atraídos según su carga eléctrica, originando una corriente, es decir una señal eléctrica (Fig. 6.8) Figura 6.8 Detector Si la diferencia de potencial aplicada a los electrodos de un detector gaseoso es nula, también será nula la intensidad del campo eléctrico en el interior del recinto, con lo que los iones producidos por la interacción de las partículas ionizantes, se encontrarán sometidos solo a la atracción mutua debida al distinto signo de sus cargas, recombinándose para volver a constituir átomos o moléculas neutras (ver figura 6.9). Figura 6.9 Carga recolectada con relación a la tensión Aplicando tensión a los electrodos a partir de un cierto valor mínimo, que se conoce como tensión de saturación, el campo eléctrico existente atrae a los iones hacia los electrodos correspondientes con una fuerza proporcional a su intensidad y a la carga eléctrica de un ión. Sin embargo, pese a la existencia de la fuerza de atracción producida por el campo eléctrico, algunos iones se recombinan durante su migración hacia los electrodos, en relación inversa con la diferencia de potencial aplicada (al aumentar ésta, aumenta la intensidad de campo eléctrico y, consiguientemente, aumenta la fuerza que 182 actúa sobre los iones, con lo que se les imprime mayor velocidad y disminuye el tiempo de tránsito hacia los electrodos correspondientes, disminuyendo la probabilidad de recombinación). En esta zona de operación la altura de los pulsos (amplitud del impulso) o la corriente producida por fotones de igual energía no se modifica al variar la tensión de los electrodos. Esta condición se mantiene dentro de un rango de tensiones entre 6 y aproximadamente 300 volts. En el cual se dice que el detector opera en la zona de cámara de ionización. Debido a la muy pequeña cantidad de cargas eléctricas puestas en juego por cada interacción de partículas ionizantes con la cámara de ionización, la amplitud de los correspondientes impulsos eléctricos resulta muy pequeña; por esta razón, no resulta práctico utilizar este tipo de detectores para el contaje de eventos. Las cámaras de ionización se emplean fundamentalmente para la determinación de la intensidad de campos de radiación. Al sobrepasar un cierto valor en la tensión aplicada, la aceleración alcanzada por los iones primarios es tal, que por colisión con las moléculas de gas, producen iones secundarios que aumentan la corriente o el pulso en forma proporcional a los iones primarios producidos por la radiación. A partir de dicho valor, tenemos un nuevo rango de tensiones y a los detectores gaseosos polarizados en esa zona de funcionamiento (ver figura 6.9) se los denomina contadores proporcionales. En estas condiciones, la amplitud de los impulsos obtenidos guarda proporcionalidad tanto con la energía transferida por la partícula ionizante incidente que interactúa con el detector como con la tensión de polarización de los electrodos. En estos detectores, para igualdad de energía de la partícula ionizante, la amplitud del impulso eléctrico obtenido es mayor que el de las cámaras de ionización, por lo que se los puede emplear en el contaje de eventos. La aplicación más frecuente de este tipo de detectores en protección radiológica es en el monitoraje de contaminaciones superficiales con radionucleidos emisores alfa o beta. Dado que las partículas alfa y beta poseen baja capacidad de penetración en un medio material denso, en necesario contar con una ¨ventana¨ de espesor apropiado y de material liviano para que tales partículas puedan interaccionar con el gas detector. El espesor de ventana se suele expresar en unidades de masa (de la ventana) por unidad de superficie de la misma (mg/cm2). Si se continúa aumentando la diferencia de potencial entre los electrodos de un detector gaseoso, más allá de los valores que corresponden al rango de funcionamiento como contador proporcional, la producción de iones secundarios se hace tan grande y se propaga en cadena tan rápidamente, que produce una verdadera descarga en el detector, es decir, el factor de multiplicación de iones deja de ser lineal con la tensión aplicada. Ello se debe a que al ser la masa de los iones positivos mucho mayor que la de los electrones, los primeros se desplazan a menor velocidad que los segundos, llegando a constituir una ¨carga espacial¨ que altera la forma del campo eléctrico dentro del detector y, por ende, la linealidad. Si se aumenta aún más la diferencia de potencial, 183 el efecto de la carga espacial resulta dominante frente a la diferencia de potencial exterior. En este caso la ionización primaria es multiplicada por un factor de orden de 106 y se obtienen pulsos eléctricos cuya tensión es independiente del número inicial de iones. Esta región de operación del detector gaseoso recibe el nombre de Geiger Müller. En la zona del Geiger-Müller, la amplitud del impulso se mantiene constante e independiente de la energía de la partícula, ya que en esta región de trabajo del detector gaseoso, la amplitud de los impulsos (para cualquier valor de la energía de la partícula incidente), alcanza el valor máximo obtenible con esa configuración del detector. En general, se prefieren los contadores Geiger-Müller para la detección de radiación beta o fotónica. En la figura 6.9 se muestra la altura de los pulsos producidos por el paso de un fotón a través del detector en función de la tensión eléctrica aplicada a los electrodos. Se han marcado las tres zonas: cámara de ionización, contador proporcional y Geiger-Müller. Además se indica una cuarta zona, que corresponde a proporcionalidad limitada según la energía de los fotones. b. DETECTORES POR EXCITACIÓN Detectores de Centelleo.- Los detectores de centelleo, se basan en el principio de que cuando una radiación ionizante atraviesa ciertas substancias luminiscentes, se produce una luz visible que puede ser detectada con la ayuda de dispositivos tales como el fotomultiplicador. El material que produce el destello se llama cristal de centelleo. Se selecciona para que tenga una alta eficiencia en absorber radiación ionizante y emitir luz (luminiscencia). Debe ser transparente para poder transmitir la luz producida, y debe estar a oscuras para que la luz ambiental no le afecte (figura 6.10). Figura 6.10 Detector de Centelleo El material más empleado como cristal de centelleo en radiodiagnóstico es el yoduro de sodio activado con talio, NaI (T1). Es de costo bajo y es muy estable. Otro muy común 184 es el yoduro de cesio activado con talio, CsI (T1), y hay otros materiales inorgánicos de usos especiales. 6.3 DOSIMETRÍA PERSONAL El objetivo de un dosímetro individual es medir, evaluar y registrar las dosis recibidas por las personas expuestas a radiaciones ionizantes. Tiene como finalidad: Garantizar que individualmente se cumple con el Sistema de Limitación de Dosis Cumplir con el requisito legal Evaluar en forma continua la idoneidad de las medidas de protección existentes Evaluar la Dosis Colectiva Proporcionar una base de datos que posibilite la realización de estudios estadísticos y epidemiológicos El dosímetro personal es el instrumento que mide y registra la dosis total recibida por una persona. Este instrumento permite medir la dosis recibida por el cuerpo. Sin embargo, estas magnitudes no pueden ser medidas con exactitud ya que el dosímetro es usado en un lugar representativo sobre la superficie del cuerpo y como el campo de radiación no siempre es homogéneo y es multidireccional, el valor medido dependerá de la orientación del cuerpo dentro del campo de radiación. Estudios sobre dosis altas no habituales, recibidas por trabajadores que no las presentaban con anterioridad, nos deben servir para investigar sobre: Cambios habidos en la instalación. Cambio de técnicas de trabajo. Presencia de fuentes adicionales de exposición. Averías en general. Ocurrencia de accidentes radiológicos. Resumiendo, podemos decir que el objetivo principal de la dosimetría personal, es la de optimizar la protección radiológica del personal ocupacionalmente expuesto, a través de la vigilancia de los procedimientos de trabajo en el área de radiación y de los niveles de referencia. Los niveles de referencia son valores de una magnitud que rige conductas a 185 seguir, luego de estudiar toda la información al respecto, cuando los valores superan lo establecido. No se deben confundir con los límites. Un dosímetro personal deberá cumplir con los siguientes requisitos: Pérdida mínima del registro de la “dosis acumulada” durante el período de uso. Dependencia energética mínima. Amplio rango de medida. Buena respuesta a la dosis absorbida (respuesta lineal). Sensibilidad adecuada. Equipo asociado no muy sofisticado. Resistente a las condiciones ambientales. No deberá interferir en el desempeño de las actividades. Costo razonable. Los tipos de dosímetros personales más utilizados, son los siguientes: Dosímetros de película. Dosímetros de lapicera. Dosímetros termoluminiscentes. Para la vigilancia radiológica individual de la radiación externa están surgiendo nuevas técnicas. Los sistemas dosimétricos electrónicos, activos y pasivos están ofreciendo soluciones novedosas para la dosimetría y el manejo de datos, incluyendo dosímetros de lectura directa y la aplicación de modernas redes de datos. a. DOSÍMETROS DE PELÍCULA: El ennegrecimiento de emulsiones fotográficas, fue el primer método usado para detectar radiaciones. Una pequeña placa de película recubierta con un material muy delgado que evita la incidencia de luz (que velaría la placa), se coloca dentro de un armazón que tiene una 186 ventana abierta - sin filtro - y otras porciones está cubierto por filtros colocados simétricamente en la parte anterior y posterior. El material de los filtros depende del tipo de radiación a la que se expone el usuario, generalmente se usa cadmio, aluminio, cobre y plomo. La película contiene bromuro de plata (AgBr) con emulsiones de diferente sensibilidad, para permitir mayor margen de detección. La de alta sensibilidad (bajas dosis) tiene un rango aproximado de 10 mR a 400 mR y la de baja sensibilidad (altas dosis), cubre desde 400 mR hasta 10.000 mR. Mediante un proceso químico denominado revelado, se puede poner de manifiesto la imagen latente dejada por la radiación en la película dosimétrica. Las radiaciones transfieren energía a la emulsión excitando a los electrones del cristal de bromuro de plata. Los iones de plata, al combinarse con los electrones, forman átomos de plata, que patentizan el ennegrecimiento aparecido en la película por efecto de las radiaciones y que no es apreciable a simple vista. El velado está en relación con la exposición a la que se sometió el dosímetro. De acuerdo con la densidad óptica del velado, se puede calcular la dosis absorbida por el individuo. Un inconveniente de este dosímetro, es la disminución con el tiempo, de la intensidad de la imagen latente. Para paliar este problema, el proceso de revelado se efectuará siempre con revelador y fijador nuevos en cada grupo de dosímetros. Otro inconveniente de los dosímetros de película, es que no son de material equivalente a tejido biológico. Una ventaja de este sistema de dosimetría, es que la información obtenida en la película puede guardarse. b. LAPICERA DOSIMÉTRICA: Es un dosímetro de lectura directa, posee la apariencia externa de una pluma estilográfica y se usa para obtener, de manera inmediata, una indicación bastante precisa e instantánea, de la exposición a la que ha estado sometida la persona. Su principio de funcionamiento es la cámara de ionización. Tiene como electrodo central una fibra de cuarzo flexible y metalizado; al incidir la radiación, la lámina de cuarzo se descarga de tal manera, que esta descarga es proporcional a la radiación incidente, provocando el desplazamiento de la pluma sobre una escala en miniatura. La lectura resultante es directa ya que la escala está calibrada en miliroentgen (mR). Su grave inconveniente es que se descarga con frecuencia, por golpes o variación de las condiciones ambientales, dando por tanto una medida incorrecta en la escala que lleva incorporada. Otra desventaja es la escala abarca un rango pequeño (0 - 200 mR, 0 - 500 mR), no dando por lo tanto información, cuando se exceden esos valores. Una regla importante a tenerse en cuenta durante su uso, es que debe ser recargado, es decir llevado a CERO, cuando la lectura alcanza el 75% del valor máximo que el 187 dosímetro puede acumular. Es decir, un dosímetro para 200 mR, debe encerarse cuando alcanza el valor de 150 mR. c. DOSÍMETROS TERMOLUMINISCENTES: Entendemos por termoluminiscencia aquel fenómeno mediante el cual substancias cristalinas como el Fluoruro de Litio (LiF), Fluoruro de Calcio (CaF2), Sulfato de Calcio (CaSO4), entre otras, emiten luz al ser calentadas a una temperatura inferior a la de incandescencia. Este fenómeno se presenta, como liberación de la energía almacenada, motivada por una acción exterior, como por ejemplo el haber estado expuesto a radiación ionizante. Durante la exposición, el dosímetro acumula energía en las capas electrónicas de los átomos. Luego, mediante calentamiento, se libera dicha energía en forma de radiación luminosa. La cantidad de luz emitida durante este calentamiento, es proporcional a la dosis de radiación absorbida. El calentamiento debe hacerse en condiciones perfectamente normalizadas y la medición de la luz emitida, se efectúa mediante instrumentos electrónicos de precisión. Estos dosímetros tienen una excelente respuesta para un amplio rango de energía, por ello, no permiten su discriminación. RECOMENDACIONES PARA EL USO DEL DOSÍMETRO PERSONAL 1. Los dosímetros deben llevarse puestos durante toda la jornada laboral y es conveniente colocarlos después de la misma en el tablero correspondiente, dispuesto para ser guardados y protegidos de posibles radiaciones. 2. El dosímetro debe colocarse en un lugar representativo de la parte más expuesta del cuerpo, generalmente en el tórax. 3. Un dosímetro personal nunca debe ser deliberadamente expuesto cuando no lo lleva puesto el usuario. 4. En el caso de que un dosímetro sea irradiado accidentalmente, inmediatamente debe informar al encargado para que dicho dosímetro sea reemplazado y enviado a ser leído. 5. Los dosímetros no deben utilizarse durante exposiciones no-ocupacionales, tales como las radiografías tomadas al mismo usuario. 6. El dosímetro asignado a una persona no debe ser utilizado por ninguna otra persona hasta que se haya notificado al encargado para que registre el cambio y que se realice el cambio del film correspondiente. 188 7. Cabe recordar que el dosímetro personal es un instrumento de medición y que como tal debe ser objeto de ciertos cuidados, de no hacerlo pueden alterarse los resultados. 8. Para la mayor eficacia de la dosimetría es necesario que los usuarios se responsabilicen por el cuidado y buen uso del dosímetro, y que se realice el cambio en las fechas preestablecidas. 6.4 DOSIMETRÍA DE ÁREA: La dosimetría de área mide, analiza y controla las dosis de radiaciones ionizantes en las distintas áreas donde se utilizan los equipos o en donde se encuentran materiales radiactivos. Las medidas a vigilar son la Dosis Absorbida y la Tasa de Dosis Absorbida, ésta vigilancia puede ser de rutina en el puesto de trabajo, operacional (dando la información de la dosis en un procedimiento especial y estimando el riesgo radiológico) o especial, que se realiza cuando existe sospecha de irradiación que no es habitual. Los equipos de vigilancia pueden ser fijos o portátiles. Los equipos fijos se colocan en almacenes de materiales radiactivos, en accesos a zonas controladas, etc. Deben estar dotados con un sistema de alarma que se activara en caso de superar una dosis determinada. Habitualmente están conectador a un ordenador central que registra toda la actividad. Para detectar la radioactividad personal se instalan detectores en las manos o en los zapatos, en las zonas que exista riesgo de contaminación, estos contadores son del tipo Geiger Müller ya que registran la radiación beta y gamma. Los equipos portátiles deben utilizarse según determinados criterios y antes se debe trazar un plan para su uso, el servicio de protección radiológica debe disponer de él. 189 6.5 BIBLIOGRAFÍA 1. IAEA. “Assessment of Doses to the Public from Ingested Radionuclides”. Safety Reports Series No. 14, (1999), p.87. 2. IAEA. “Low Dose of Ionizing Radiation: Biological Effects and Regulatory Control”. Proceedings Series No. 1030, (1998), p. 439. 3. IAEA. “International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources”. FAO, IAEA, ILO, OECD, PAHO and WHO. Safety Series No. 115, (1996). 4. IAEA. “Measurement Assurance in Dosimetry”. Proceedings Series No. 930, (1994), p. 691. 5. IAEA. “Radiation Protection Infraestructure”. Proceedings Series No. 840, (1990), p. 512. 6. IAEA. “Measurement of Radionuclides in Food and the Environment”. A Guide Book. Technical Reports Series No. 295, (1989), p. 169. 7. IAEA. “Guidelines on Calibration of Neutron Measuring Devices”. Technical Reports Series No. 285, (1988), p. 76. 8. IAEA. “Biological Dosimetry: Chromosomal Aberration Analysis for Dose Assessment”. Technical Reports Series No. 260, (1986), p. 69. 9. OIEA. “Determinación de la Dosis Absorbida en Haces de Fotones y Electrones”. Código de Práctica Internacional. Segunda edición. Informe Técnico NO. 277, (1998), p. 102. 10. Foro de la industria española, FORO NUCLEAR, recuperado de: http://www.rinconeducativo.org. 190 CAPÍTULO 7 7. TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO 7.1 INTRODUCCIÓN En la sociedad actual se transportan frecuentemente materiales peligrosos; cada día está aumentando no sólo la cantidad, sino también la diversidad de este tipo de cargamentos; se estima que cada semana se incorporan al comercio mundial unas 6.000 sustancias químicas nuevas. La mayor parte de estos transportes contienen cantidades muy pequeñas de materiales radiactivos que se usan con fines de diagnóstico médico, en ciertas aplicaciones industriales o con fines de investigación. En el otro extremo, los envíos de sustancias nucleares como el combustible irradiado y no irradiado se suelen considerar expediciones singulares con empleo exclusivo de un medio de transporte y que pueden ir acompañadas de medios de protección física para impedir el robo, el desvío no autorizado o el sabotaje. Otros transportes corresponden a fuentes radiactivas de gran actividad utilizadas, fundamentalmente, en la terapia del cáncer. También es necesario transportar minerales de uranio y residuos radiactivos. Así, cuando las instalaciones llegan al final de su vida útil y se descontaminan y clausuran, los materiales radiactivos generados en las operaciones de desmantelamiento también deben transportarse hasta los lugares de almacenamiento. Se utilizan todos los medios de transporte, aunque el aéreo es el más utilizado, sobre todo para radionucleidos que decaen rápidamente y que van contenidos en embalajes de pequeño tamaño. En general, el público no está consciente de los peligros potenciales que entraña el transporte de mercancías peligrosas. Cada vez que ocurre un accidente que afecta a tales mercancías – cause o no lesiones, muertes o la contaminación del medio ambiente – se reclaman reglamentos más estrictos, pero el público sabe poco de las normas y reglamentos nacionales e internacionales que existen. Las autoridades nacionales e internacionales prestan gran atención a las medidas específicas de control dirigidas a reducir el número de esos incidentes, así como a paliar sus consecuencias. Estas medidas incluyen la imposición de requisitos especiales de diseño a los vehículos de transporte, a las carreteras y las vías férreas. Otros controles o normas se refieren al embalaje, las etiquetas de advertencia, la inspección y la documentación de las remesas y su manipulación. Existen restricciones relativas a las 191 modalidades de transporte de ciertos materiales, y especificaciones sobre la capacitación del personal de respuesta a situaciones de emergencia: en la elaboración de planes para hacer frente a tales situaciones, poniéndoles así en situación de reconocer los riesgos y responder adecuadamente si es necesario. Aparte de la producción de la electricidad con los reactores de potencia, la energía nuclear brinda a la humanidad ventajas tales como el empleo de técnicas nucleares para diagnosticar y tratar las enfermedades, aumentar el rendimiento de importantes especies vegetales alimenticias, vigilar procesos industriales para reducir el volumen de desechos, descubrir y evaluar recursos hídricos, luchar contra los insectos, conservar alimentos, etc. (ver anexo 1). Por su misma naturaleza, el transporte de materiales radiactivos exige la aplicación de un cuerpo común de normas. Por esta razón el Organismo Internacional de Energía Atómica ha preparado un Reglamento para el transporte sin riesgos de materiales nucleares, como elemento fundamental en la tarea de garantizar la seguridad de las personas, los bienes y el medio ambiente, frente a los riesgos radiológicos derivados del transporte. Por tanto, es fundamental que el material radiactivo sea embalado adecuadamente para proporcionar protección contra sus riesgos en las condiciones de transporte, incluidos los accidentes previsibles. Así se evitará, en todo lo posible, depender de las medidas a adoptar por el transportista. 7.2 OBJETIVO DEL REGLAMENTO El objetivo básico de seguridad en el transporte es la protección del público, de los trabajadores del transporte, de los bienes y del medio ambiente de los efectos directos e indirectos de la radiación durante su desarrollo. Esa protección se consigue limitando la naturaleza y la actividad del material radiactivo que se transporte en un determinado diseño de bulto, especificando los criterios de diseño para cada tipo de bulto y aplicando reglas sencillas de manipulación, estiba y almacenamiento en tránsito. Los objetivos concretos que persiguen los requisitos son: La contención de los materiales por los embalajes, protegiendo contra su dispersión y su posible incorporación por las personas. Esto se conseguirá a través de un adecuado diseño del embalaje, cuyas exigencias serán función del riesgo del contenido. El control de la radiación emitida por los bultos. Esto se conseguirá a través del diseño del embalaje, utilizando el adecuado blindaje, advirtiendo sobre ese riesgo mediante la señalización externa del bulto y a través de procedimientos de estiba, transporte y almacenamiento en tránsito. 192 La prevención de la criticidad nuclear cuando se transporten sustancias fisionables. Se conseguirá actuando sobre la configuración de los embalajes y su contenido, limitando el número de bultos que se transporten o almacenen conjuntamente y controlando la distancia entre grupos de bultos. La protección contra los daños derivados del calor generado por los bultos, lo que se conseguirá considerando en el diseño de los embalajes sistemas de evacuación del calor interno y definiendo procedimientos para el transporte y almacenamiento, que eviten el daño a las personas que participen en esas actividades y a otras mercancías que se transporten junto a los bultos radiactivos. En resumen, la consecución de los objetivos derivará de un adecuado diseño del bulto (fundamentalmente) y del seguimiento de procedimientos operacionales durante el transporte y el almacenamiento en tránsito. 7.3 PRINCIPALES DISPOSICIONES MATERIAL RADIACTIVO EN TRANSPORTE DE El reglamento del OIEA ha servido de base para el establecimiento de los requisitos aplicables al transporte de material radiactivo en las más importantes reglamentaciones internacionales sobre transporte de mercancías peligrosas en los distintos modos de transporte. A su vez, esos reglamentos son la base de las reglamentaciones nacionales de los países que se adhieren a los diferentes acuerdos internacionales. El material radiactivo es una más de esas mercancías peligrosas y se la identifica como la “Clase 7” dentro de un total de nueve clases. CLASE 1: Materiales y objetos explosivos CLASE 2: Gases CLASE 3: Líquidos inflamables CLASE 4: Sólidos inflamables CLASE 5: Oxidantes CLASE 6: Venenos: Materias tóxicas Materias repugnantes Materias infecciosas 193 CLASE 7: Materiales radiactivos CLASE 8: Corrosivos CLASE 9:Materias peligrosas no recogidas en otras clases El reglamento también se concibe de forma que sea congruente con las Normas básicas de seguridad en materia de protección radiológica, patrocinadas conjuntamente por el OIEA, la Oficina Internacional del Trabajo (OIT) y la Organización Mundial de la Salud (OMS). Los principios fundamentales de las normas básicas de seguridad incorporadas al reglamento de transporte son: JUSTIFICACIÓN: No debe adoptarse ninguna práctica a no ser que su introducción produzca un beneficio neto positivo (el transporte se justifica como corolario de la práctica que exige el servicio de transporte); OPTIMIZACIÓN: Todas las exposiciones deben reducirse al mínimo razonablemente conseguible, teniendo en cuenta los factores económicos y sociales (existe muchos servicios de transporte bien gestionados, por lo que cabe razonablemente concluir, que la protección radiológica ha sido optimizada); LIMITACIÓN DE LAS DOSIS: Las dosis a los individuos no deben rebasar los límites fijados para las circunstancias pertinentes; (la observancia de los límites de dosis correspondientes, se consigue limitando el nivel de radiación externa de los bultos y el grado de contaminación de las superficies externas de dichos bultos). Los riesgos derivados de actos delictuosos, por ejemplo el robo o la desviación con fines no pacíficos, no entran en el ámbito de la reglamentación del transporte, sino que son objeto de la Convención Internacional sobre la protección física de los materiales nucleares. 194 7.4 REQUISITOS DE BULTOS De acuerdo a la definición contenida en el reglamento del OIEA se entiende por bulto el embalaje con su contenido radiactivo, tal como se presenta para el transporte. Se definen una serie de tipos de bultos cuyos requisitos de embalaje se establecen de forma graduada, en función del riesgo del contenido. De manera que, según aumenta ese riesgo, el diseño ha de tener unas características tales que sea capaz de soportar condiciones de transporte cada vez más duras. Al respecto se consideran tres tipos de condiciones de transporte: Rutinarias: las achacables al transporte en sí mismo: aceleraciones, vibraciones o tensiones derivadas de la manipulación o el transporte, sin considerar incidencias. Normales: incluyen pequeñas incidencias como caídas de bultos, golpes, apilamientos de bultos, lluvia, etc., que pueden darse en el transporte. Accidente: situaciones con incidencias graves de tipo mecánico y térmico. Los bultos que han de soportar sólo las condiciones rutinarias contienen actividades muy bajas de material radiactivo, de manera que si se dispersara en un accidente las consecuencias radiológicas serían insignificantes. Los bultos que han de ser adecuados para las condiciones normales de transporte contienen más actividad, pero en una cantidad tal que, en el caso de dispersión por la rotura del bulto, sería improbable que las consecuencias radiológicas dieran lugar a efectos biológicos detectables. Sin embargo, aquellos bultos que han de soportar las condiciones de accidente sí tienen un contenido de alto riesgo que podría dar lugar a graves consecuencias en caso de la rotura o destrucción del embalaje. Se definen los siguientes tipos de bulto: Exceptuados, Industriales (tipo BI-1, tipo BI-2, tipo BI-3), tipo A, tipo B y tipo C, que han de soportar las siguientes condiciones de transporte: Exceptuados y tipo BI-1, las condiciones rutinarias. Tipo, BI-2, tipo BI-3 y tipo A, las rutinarias y las normales. Tipo B y tipo C, las rutinarias, las normales y las de accidente. 195 7.5 TIPOS DE BULTOS 1. BULTOS EXCEPTUADOS Contienen cantidades tan pequeñas de materiales radiactivos que se diseñan para soportar sólo las condiciones rutinarias de transporte. Están exceptuados de la mayoría de los requisitos y sólo han de cumplir unas condiciones generales de diseño. CONTENIDO Cuando el material radiactivo es parte de un componente de un instrumento o artículo manufacturado, tal como un detector de humo o un aparato electrónico, esos límites se incrementan al confiar en la mayor resistencia estructural que aportarán esos dispositivos. La reglamentación define unos límites máximos por instrumento y por bulto. No obstante, lo anterior queda a su vez restringido por la condición de que en la superficie exterior del bulto nunca puede darse una intensidad de dosis superior a 5mSv/h. Además en el caso de los artículos o instrumentos manufacturados no puede existir un nivel de radiación superior a 0,1 mSv/h en ningún punto a 10 cm de la superficie del artículo. REQUISITOS Los bultos exceptuados sólo han de cumplir una serie de requisitos de carácter general, tales como: que sean de fácil manipulación y sujeción en los medios de transporte, que no fallen sus medios de enganche al utilizar sistemas de elevación, que sean fácilmente descontaminables, que en la medida de lo posible su superficie no retenga agua o que sus materiales sean física y químicamente compatibles entre sí y con el contenido. Además, si los bultos se transportaran por vía aérea deberán ser capaces de soportar unos rangos de temperatura ambiente más amplios, así como reducciones de presión externa, que están en consonancia con las condiciones ambientales que pueden darse en el transporte rutinario por esta vía. Ejemplos de Bultos Exceptuados: 196 Figura 7.1 Detectores de humo Figura 7.2 Fuentes de Calibración 2. BULTOS INDUSTRIALES Se utilizan para transportar materiales radiactivos que están distribuidos en una gran masa, volumen o superficie de otros materiales inactivos y se diseñan, según el tipo, para soportar las condiciones rutinarias de transporte o las condiciones normales. CONTENIDO Su contenido será los materiales definidos en el reglamento como de Baja Actividad Específica (BAE) o como Objetos Contaminados Superficialmente (OCS). 197 Independientemente del tipo de material, el contenido de un solo bulto queda limitado a que el nivel de radiación a 3 metros de distancia de los materiales u objetos sin blindaje no exceda 10 mSv/h. Se entiende por material de baja actividad específica (BAE) aquel que por su naturaleza tiene una actividad específica limitada por unidad de masa. Se les divide en tres grupos: BAE-I, BAE-II Y BAE-III. En cuanto a los Objetos Contaminados Superficialmente (OCS), son objetos sólidos, que no son en sí mismo radiactivos, pero que tienen el material radiactivo distribuido por sus superficies. Se dividen en dos grupos, OCS-I y OCS II, dependiendo de los valores de contaminación superficial fija y desprendible, siendo los OCS-II los que tendrían mayores valores de contaminación superficial. Considerando esas características y limitaciones, los materiales que más usualmente se transportan en este tipo de bultos son residuos radiactivos sólidos y líquidos de bajo y medio nivel procedentes de operaciones en instalaciones radiactivas y nucleares y del desmantelamiento de las mismas. Según el contenido en BAEs (I, II o III) u OCSs (I, II), los bultos Industriales se dividen en tres tipos: tipo BI-1, tipo BI-2, tipo BI-3, aumentando del primero al tercero el nivel de exigencia porque aumenta el riesgo de su contenido. REQUISITOS Todos los bultos Industriales han de cumplir los mismos requisitos que los bultos exceptuados, es decir los denominados requisitos generales, más otros adicionales, que para cada tipo de bulto son: Tipo BI-1. Como los exceptuados se diseñan para soportar sólo las condiciones rutinarias de transporte, pero a diferencia de aquellos han de ser señalizados exteriormente con las etiquetas características del transporte de material radiactivo. En ellos se transportan minerales, uranio natural, torio natural y materiales de muy baja actividad específica. Tipo BI-2. Además de cumplir todos los requisitos de BI-1 deben superar dos ensayos que simulan las condiciones normales de transporte: Caída libre desde una altura máxima de 1,2 m, dependiendo del peso del bulto. Apilamiento sobre el bulto de un peso cinco veces el suyo durante 24 horas. 198 Tras los ensayos no debe producirse pérdida alguna del contenido y el nivel de radiación máximo en el exterior no debe aumentar más del 20% del nivel antes de las pruebas. Tipo BI-3. Cumplirán los requisitos del tipo anterior y además tendrán que superar dos ensayos más que simulan también condiciones normales de transporte: Aspersión con agua durante una hora. Penetración: caída sobre el bulto de una barra de 6 kg desde 1m Los criterios de aceptación son los antes citados para los otros dos ensayos de condiciones normales. Ejemplos de Bultos Industriales Figura 7.3 Bulto Industrial tipo 3 para residuos sólidos 3. BULTOS DE TIPO A Están previstos para transportar actividades relativamente pequeñas de materiales radiactivos que se utilizan en la industria, la medicina y la investigación y que, a diferencia con los bultos Industriales, no está distribuida en una gran cantidad de otros materiales inactivos. Se diseñan para soportar condiciones normales de transporte. CONTENIDO Como la situación de accidente no se considera en el diseño de los embalajes tipo A, el contenido de material radiactivo que puede transportarse en ellos está limitado a los valores de actividad, que varían para cada radionucleido en función de su radiotoxicidad. La limitación a estos valores en el contenido de un bulto tipo A implica que, en el caso de una liberación del contenido de estos bultos en un accidente grave, los riesgos de contaminación o irradiación externa serán bajos. 199 REQUISITOS Deben cumplir todos los requisitos de diseño de los tipos de bultos antes señalados y algunos adicionales. Así, por ejemplo, si transporten líquidos los embalajes han de contener suficiente material absorbente como para absorber hasta el doble del volumen de líquido o bien un sistema de contención secundario que lo recoja si falla el sistema de contención más interno. En cuanto a ensayos han de soportar los mismos que los bultos BI-3, que simulan condiciones normales de transporte. Además en el caso de contenido líquido o gaseoso las condiciones de los ensayos de caída y de penetración son más estrictas, pues requieren una caída del bulto desde 9 m y de la barra sobre aquél desde 1,7 m, respectivamente. Ejemplos de Bultos Tipo A: Figura 7.4 Densímetro Nuclear Figura 7.5 Radioisótopo de Terapia 200 4. BULTOS TIPO B Son los utilizados para transportar grandes actividades de materiales radiactivos y en consecuencia han de ser capaces de soportar condiciones de accidente grave. CONTENIDO El límite para el contenido de estos bultos no lo define la reglamentación sino el certificado de aprobación que precisan, que recogerá un valor máximo de actividad en función del diseño del bulto. Únicamente en el caso de que los bultos se transporten por vía aérea se limita su contenido. No obstante, podrían transportarse por vía aérea actividades superiores a las citadas si el material radiactivo hubiera sido aprobado como material de baja dispersión. Este tipo de material ha de superar una serie de ensayos sin que se produzca una determinada dispersión del mismo: Un ensayo térmico correspondiente al accidente aéreo (bulto tipo C). Uno de impacto a alta velocidad en accidente aéreo (bulto de tipo C). Uno de lixiviación. Los contenidos más clásicos en este tipo de bultos son fuentes de alta actividad utilizadas en radioterapia y en irradiadores industriales y las usadas en la gammagrafía industrial. REQUISITOS Han de cumplir los requisitos ya descritos para los bultos anteriores y algunos adicionales. Entre estos son destacables los relativos a la capacidad de soportar rangos de temperaturas ambientales extremas, considerando la irradiación solar directa y la generación interna de calor del material radiactivo, si fuera el caso. Además estos bultos deben ser capaces de soportar tanto las condiciones normales de transporte como las de accidente, por lo que han de superar los ensayos que las simulan. En cuanto a las de accidente, deben superar los siguientes ensayos: Caída libre desde 9 m sobre una superficie indeformable. 201 Perforación: caída del bulto desde 1 m sobre una barra. Aplastamiento: caída sobre el bulto de una plancha de 500 kg desde 9m (sólo para bultos de peso y densidad bajos). Térmico: 800 ºC durante 30 minutos. Inmersión en agua entre 15 m a 200m, dependiendo del tipo de contenido. Los diseños de estos embalajes son muy diversos, pero, en general, el material radiactivo va en un sistema de contención con estructura de acero y provisto de blindaje (plomo o uranio empobrecido). Además suelen disponer de materiales de aislamiento térmico y de sistemas pasivos de evacuación de calor en el caso de que el contenido radiactivo lo emita. Sus sistemas de cierre suelen ser complejos, en muchos casos dobles para reducir al máximo la posibilidad de apertura en el caso de un accidente grave. Existen dos tipos de bultos B: El B(U), que se ajusta plenamente a los requisitos definidos para el tipo B y que sólo precisa de la aprobación de la autoridad competente del país donde se haya diseñado el bulto (aprobación unilateral) y, El B(M), que se desvía de ciertos requisitos, tales como los relativos a la temperatura ambiente, la irradiación solar, la temperatura externa máxima o la ausencia de venteo. Estos precisan de la aprobación de las autoridades competentes de todos los países por los que circulen (aprobación multilateral). Ejemplos de Bultos tipo B: Figura 7.6 Equipos de gammagrafía 202 Figura 7.7 Fuentes de alta actividad 5. BULTOS TIPO C Han de utilizarse para el transporte por vía aérea de altas actividades de material radiactivo y, en consecuencia, deben de ser capaces de resistir las condiciones de un accidente grave en ese medio. CONTENIDO Estos bultos están destinados a contener actividades comprendidas entre los límites definidos para los bultos tipo B para vía aérea y las especificadas para cada diseño bulto en su respectivo certificado de aprobación. Materiales que normalmente podrían ser transportados en este tipo de bultos son el plutonio procedente del reprocesado del combustible irradiado, los combustibles con óxidos mixtos y fuentes de muy alta actividad utilizadas en irradiación industrial. REQUISITOS Han de cumplir los mismos requisitos que los de tipo B más ensayos adicionales que representan no sólo las condiciones de accidente, sino además las de un accidente aéreo grave. En consecuencia aumenta la dureza en los ensayos, con respecto a los de los bultos tipo B, incluyendo: El ensayo de caída de 9 m como en los del tipo B. Un ensayo de aplastamiento dinámico por caída sobre el bulto de una masa de 500 kg desde una altura de 9 m. 203 Uno de desgarramiento o bien de perforación, según la masa del bulto sea inferior o superior a 250 kg. Un ensayo térmico reforzado, igual al ensayo térmico de los bultos tipo B pero con una duración de 60 minutos. Un impacto a una velocidad de 90 m/s sobre un blanco indeformable. Un ensayo de inmersión en agua a 200 m de profundidad. La idea general de diseño del embalaje de un bulto tipo C es similar a la de los tipo B, pero con materiales y espesores que le dan una mayor resistencia mecánica y con sistemas de cierre que aseguran aún más la contención, en previsión de un accidente aéreo. 7.6 SEÑALIZACIONES Las señalizaciones que se requieren en el exterior de un bulto tienen como objetivo advertir del riesgo de irradiación externa que provoca y del riesgo de su contenido. En el caso de los vehículos advierten de la presencia de una materia peligrosa y más concretamente de la materia radiactiva. Dentro de las señalizaciones del bulto tenemos el etiquetado y el marcado. El primero deriva de la Categoría del bulto, que es una clasificación del bulto basada exclusivamente en su riesgo de irradiación externa. 1. CATEGORÍA Y ETIQUETADO DE LOS BULTOS Hay tres categorías: I-Blanca, II-Amarilla y III- Amarilla. De la primera a la última aumenta la intensidad de dosis en el exterior del bulto y, en consecuencia, el riesgo de irradiación externa del personal que lo manipule o que se encuentre en sus proximidades. Para determinar la categoría hay que tener en cuenta la intensidad de radiación máxima en cualquiera de las superficies del bulto y el Índice de transporte (IT), que es un número adimensional que representa el nivel de radiación máximo a un metro de la superficie del bulto y cuyo valor coincide con la intensidad de dosis en mrem/h o bien con la intensidad de dosis en µSv/h dividida por 10. En muchos casos, el índice de transporte para bultos es equivalente a 100 veces la tasa de dosis en mSv/h a una distancia de 1 m. Las condiciones para la asignación de la categoría a un bulto son las siguientes: 204 CATEGORÍA I - BLANCA: La intensidad de dosis en la superficie no puede sobrepasar los 0,005 mSv/h; y, El IT debe ser 0 (se considerará cero siempre que el IT calculado no sea superior a 0,05) CATEGORÍA II - AMARILLA: La intensidad de dosis en la superficie debe ser superior a 0,005 mSv/h e inferior o igual a 0,5 mSv/h; y, El IT debe ser superior a 0 pero inferior o igual a 1. CATEGORÍA III - AMARILLA: La intensidad de dosis en la superficie es superior a 0,5 mSv/h pero inferior o igual a 2 mSv/h; y, El IT debe ser superior a 1, pero inferior o igual a 10. En el caso de que se superen los valores de intensidad de dosis en superficie y de IT dados para la Categoría III-Amarilla los bultos sólo pueden transportarse en la modalidad de Uso exclusivo, y en tal caso se les asigna también la categoría III-Amarilla. Cuando según la intensidad de radiación en la superficie del bulto deba considerarse una categoría y según el IT otra, se elegirá la más restrictiva, es decir la más elevada. Cada una de estas tres categorías lleva asociada una etiqueta, con una serie de variaciones en su color e indicaciones que informan del riesgo de irradiación externa. Las tres etiquetas son romboidales. El rombo se divide en dos mitades, de las que la superior tiene el color de fondo que indica la categoría, bien el blanco bien el amarillo, e incluye el trébol, en negro, indicativo de la radiactividad. La mitad inferior de la etiqueta recoge para cada categoría la siguiente información: CATEGORÍA I - BLANCA: RADIACTIVO I 205 Contenido (naturaleza isotópica) Actividad (la máxima durante el transporte) El número 7 indicativo de la clase de mercancía peligrosa CATEGORÍA II - AMARILLA Y CATEGORÍA III - AMARILLA: RADIACTIVO II o III (según la categoría) Contenido (naturaleza isotópica) Actividad (la máxima durante el transporte) o Índice de transporte El número 7 indicativo de la clase de mercancía peligrosa En los tres casos las barras indicativas del tipo de categoría que acompañan a la palabra “Radiactivo” han de ir en color rojo y al ir aumentando informan del incremento de los niveles de radiación en el exterior del bulto. La etiqueta blanca indica que el riesgo de irradiación externa es muy bajo y por tanto no se precisa tener en consideración medidas especiales en la manipulación de los bultos o establecer distancias de segregación respecto a las personas. La etiqueta amarilla advierte a los trabajadores de que han de reducir el tiempo de manipulación al mínimo imprescindible para realizar las operaciones e implica limitaciones en la estiba de los bultos en los vehículos y en su almacenamiento y se requiere la consideración de distancias de segregación respecto a los trabajadores y el público. Todos los bultos han de llevar dos etiquetas de la categoría que les corresponda, situadas en los lados o posiciones opuestas de su superficie. Este etiquetado es preceptivo para todos los tipos de bulto salvo para los bultos Exceptuados, si bien éstos al ser abiertos deben mostrar en su interior la indicación de “RADIACTIVO”. 2. MARCADO DE LOS BULTOS El marcado incluye indicaciones diversas que informan de las características del diseño del bulto, de su riesgo y del origen y destino del mismo. Salvo para los bultos Exceptuados, las marcas serán las siguientes: La identificación del expedidor y/o del destinatario. 206 El tipo de bulto El código del país de origen del diseño. El nombre del fabricante u otra identificación del embalaje especificada por la autoridad competente. El peso bruto admisible del bulto, si es superior a 50 kg. El número de Naciones Unidas, precedido de las letras “UN” y la descripción de la materia correspondiente. En el caso de los bultos exceptuados sólo se precisa que en su exterior se indique el número de Naciones Unidas y la identificación del expedidor y/o del destinatario El número de Naciones Unidas es un número de cuatro cifras asignado por el Comité de expertos de la Naciones Unidas en el transporte de mercancías peligrosas, que identifica una mercancía peligrosa concreta. En el caso de las radiactivas hay un total de 25, cada uno de los cuales representa un tipo de materia y/o bulto radiactivo (la denominada “descripción de la materia”): por ejemplo: 2915: MATERIALES RADIACTIVOS, BULTOS DEL TIPO A, NO EN FORMA ESPECIAL, no fisionables o fisionables exceptuados El objetivo fundamental del número de Naciones Unidas es advertir a los servicios de intervención inmediata en emergencias (fuerzas de seguridad, protección civil, bomberos, entre otros) del tipo de materia que contiene el bulto con el fin de que adopten medidas específicas de control y solución de la emergencia. 7.7 AVISO DE LOS RIESGOS En las operaciones normales de transporte, por muchas razones es importante que los transportistas, destinatarios y demás personas, conozcan la presencia de materiales radiactivos cuando se hacen las diligencias de expedición. En caso de accidente, para el personal de los servicios de emergencia, es útil en contar con información que avise la presencia de materiales radiactivos y su índole. La información descriptiva estipulada en el Reglamento, depende de los tipos y cantidades de material radiactivo presentes y del embalaje utilizado para el transporte. Esta información figura en los documentos de expedición, etiquetas, marcas de los bultos, rótulos de los medios de transporte y notificaciones especiales. 207 Documentos básicos de expedición: Son los documentos que deben acompañar a cada expedición y contienen información con los siguientes particulares: Nombre de expedición, que describe los materiales en forma general; Número de clase según el riesgo, siendo "7" el número asignado por la ONU a los materiales radiactivos. Nombre de clase según el riesgo, es decir, “material radiactivo” si estas palabras no forman parte del nombre de expedición. Número de identificación, un número de 4 cifras precedido de las letras UN, reconocido internacionalmente, que indica el material y su riesgo y puede utilizarse como guía para la adopción de medidas en caso de emergencia. Identidad de los radionucleidos contenidos en el bulto. Actividad total del contenido radiactivo. Categoría de la etiqueta del bulto Forma fisicoquímica del contenido radiactivo o bien una declaración en el sentido de que el contenido es un material en forma especial (no dispensable). Categoría, Tipo A o Tipo B, del bulto, según corresponda. Caracteres corrientes, en especial para los bultos del Tipo B y de materiales fisionables. 208 7.8 BIBLIOGRAFÍA 1. IAEA. "International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources". FAO, IAEA, ILO, OECD, PAHD and WHO. Safety Series Nº 5, (1996). 2. IAEA. "Regulations for the Safe Transport of Radiactive Material". Safety Standards Series. Nº ST-1, (1996). 3. OIEA. "Reglamento para el transporte Seguro de Materiales Radiactivos". (edición de 1996). Requisitos. Colección de Normas de Seguridad Nº ST-1, (1997), p. 236. 4. Curso sobre transporte de material radiactivo. 2ª edición. Serie Ponencias. CIEMAT. 209 CAPÍTULO 8 8. FUENTES RADIACTIVAS EN DESUSO Y DESECHOS RADIACTIVOS 8.1 INTRODUCCIÓN A efectos legales y reglamentarios, los Desechos Radiactivos pueden definirse como materiales que contienen radionucleidos o están contaminados por ellos, en concentraciones o actividades superiores a los niveles de dispensa establecidos por la Autoridad Reguladora, y para los cuales no se prevé ningún uso. Cabe señalar que esta definición sólo tiene fines reglamentarios, y que los materiales con concentraciones de actividad igual o menores que los niveles de dispensa son radiactivos desde el punto de vista físico, aunque se consideran insignificantes los riesgos radiológicos asociados y por tanto el control regulador no se justifica. El objetivo de la gestión de desechos radiactivos es obrar con estos desechos de forma tal que se protejan la salud humana y el medio ambiente ahora y en el futuro, sin imponer una carga indebida a las generaciones futuras. La gestión de los desechos radiactivos comprende todas las actividades administrativas y operacionales relacionadas con su manipulación, pretratamiento, tratamiento, acondicionamiento, almacenamiento, evacuación y disposición final, incluida la transportación. En la Figura 8.1 se esquematizan las principales etapas de la gestión de los desechos radiactivos. Figura 8.1 Principales etapas de la gestión de los desechos radiactivos 210 Entre las estrategias de la gestión se incluyen diferentes operaciones encaminadas a diluir y dispersar en unos casos y en otros a confinar y contener. El concepto de diluir y dispersar significa distribuir el material radiactivo en un medio natural de gran volumen (el mar, la atmósfera, los ríos, etc.) de modo que la concentración final de los radionucleidos sea aceptablemente baja. Esta variante tiene cada día menos partidarios pues el medio receptor puede actuar como concentrador y con el tiempo afectar al hombre y se aplica solamente a los vertidos, o sea, a aquellos efluentes del tratamiento o desechos exentos que después de procesados se les ha eliminado la mayor parte de la radiactividad y se ha comprobado que cumplen con las restricciones establecidas para su evacuación. La variante de confinar y contener es la más utilizada en los métodos de gestión y consiste en las operaciones de colectar los desechos, tratarlos, acondicionarlos de modo que sean capaces de resistir adecuadamente el tiempo necesario para su decaimiento y después colocarlos en un lugar adecuado (almacenarlos) por el tiempo necesario para que puedan ser considerados inocuos. El pretratamiento incluye la colección, segregación, ajuste químico y descontaminación de los desechos radiactivos. El tratamiento involucra las operaciones encaminadas a cambiar sus características por razones de economía o seguridad, como son la separación o eliminación de todos o parte de los radionucleidos contenidos, la reducción del volumen y los cambios en su composición. El almacenamiento se basa en su aislamiento durante el tiempo necesario para que se produzca el decaimiento de los radionucleidos de T½ corto hasta los niveles de dispensa, el enfriamiento de los de alta actividad que lo requieran o para satisfacer razones económicas o políticas particulares, así como en el control radiológico y ambiental imprescindibles. El acondicionamiento de los desechos se realiza para garantizar la seguridad en su manipulación, transportación, almacenamiento y evacuación y consiste en su inmovilización por cementación, bituminización o vitrificación, según se trate de desechos de baja, media o alta actividad y su contención en envases diseñados para satisfacer los requisitos de protección y blindaje. Por disposición final de los desechos radiactivos se entiende su colocación definitiva en una instalación especificada y aprobada (por ejemplo, cerca de la superficie o en un repositorio geológico) sin intención de recuperarlos. Estas instalaciones están habilitadas con los dispositivos de seguridad necesarios para mantener su vigilancia, control y mantenimiento por largo tiempo. El control institucional puede ser activo (vigilancia, supervisión, acciones reparadoras) o pasivo (control del uso de la tierra). 211 Figura 8.2 Esquema general de gestión de los desechos radiactivos procedentes de los usos en la medicina y la investigación PRINCIPIOS FUNDAMENTALES PARA LA GESTIÓN DE DESECHOS RADIACTIVOS La gestión responsable de los desechos radiactivos requiere la aplicación de medidas que protejan la salud humana y el medio ambiente, teniendo en cuenta que la gestión indebida de los desechos radiactivos podría provocar efectos adversos en la salud humana o el medio ambiente, ahora y en el futuro. La creación oportuna de un marco jurídico nacional eficaz y de una infraestructura institucional conexa es la base que garantiza la gestión adecuada de los desechos radiactivos. Cada una de las actividades de gestión de desechos radiactivos puede depender de las demás, por lo que se requiere su coordinación. El reconocimiento de esta dependencia recíproca contribuirá a garantizar la seguridad durante todas las etapas del proceso. Los nueve principios fundamentales que se exigen para satisfacer el objetivo de la gestión de desechos radiactivos se mencionan a continuación: 1. Garantizar la protección de la salud humana. 2. Garantizar la protección y conservación del medio ambiente. 212 3. Garantizar la protección fuera de las fronteras nacionales. 4. Garantizar la protección de las futuras generaciones. 5. Evita r cargas radiológicas indebidas a las futuras generaciones. 6. Garantizar la existencia de un marco jurídico nacional apropiado. 7. Controlar la generación de los desechos radiactivos. 8. Definir la dependencia recíproca entre la generación y la gestión de desechos radiactivos. 9. Garantizar la seguridad de las instalaciones. RESPONSABILIDADES EN MATERIA DE GESTIÓN DE DESECHOS RADIACTIVOS La gestión segura de desechos radiactivos requiere una definición clara de las responsabilidades de las partes interesadas. Responsabilidades del Estado: Responsabilidad 1: Establecer y aplicar un marco jurídico. Responsabilidad 2: Crear una Autoridad Reguladora. Responsabilidad 3: Definir las responsabilidades de las entidades que generen desechos radiactivos y de las que operen instalaciones de gestión de esos desechos. Responsabilidad 4: Proporcionar recursos adecuados. Responsabilidades de la Autoridad Reguladora Responsabilidad 5: Hacer cumplir los requisitos legales. Responsabilidad 6: Aplicar el procedimiento de concesión de licencias. Responsabilidad 7: Asesorar al Gobierno. Responsabilidades de las entidades generadoras de desechos y de los operadores de instalaciones de gestión de desechos radiactivos 213 Responsabilidad 8: Realizar la gestión de desechos radiactivos en condiciones de seguridad. Responsabilidad 9: Encontrar un destino aceptable para los desechos radiactivos. Responsabilidad 10: Cumplir los requisitos legales. CARACTERÍSTICAS CLASIFICACIÓN DE LOS DESECHOS RADIACTIVOS Y SU Para facilitar la planificación y la gestión adecuada es indispensable contar con una clasificación de los desechos de acuerdo a alguna de sus propiedades físicas, químicas o radiológicas relevantes. Ello ha llevado a la utilización de distintos esquemas de clasificación y terminologías diferentes que varían de país a país y aún entre instalaciones del mismo país. Esto dificulta la comprensión y la comunicación con respecto a las prácticas de gestión, trae problemas al comparar datos publicados y produce confusión en la opinión pública cuando trata de entender la información acerca de los programas de gestión de desechos de su país y compararlo con el de otros. Los desechos radiactivos se clasifican de diferentes maneras: por su origen o procedencia, por su estado físico-químico, por sus niveles de actividad, por el T½ y toxicidad de los radionucleidos en ellos contenidos, por la intensidad de la radiación penetrante, por los requisitos de su disposición final y por otros requisitos de carácter tecnológico, económico o jurídico. La clasificación más general es por su estado físico, de acuerdo con la cual los desechos clasifican en: Sólidos tan diversos como cristalería, papeles, guantes, algodones, ropas y otros objetos contaminados procedentes de hospitales o instituciones de investigación, cadáveres y excretas de animales, y desechos acondicionados de mayor actividad como los sólidos vitrificados procedentes del reprocesamiento del combustible nuclear o el propio combustible nuclear de las centrales nucleares. Las fuentes selladas en desuso, que en algunos países se clasifican entre los desechos sólidos, constituyen un tipo específico de desecho, con características específicas de manipulación, tratamiento, acondicionamiento y disposición final. Se trata de las fuentes selladas que han sido empleadas en medicina, industria, docencia, agricultura, investigación, etc. Ejemplos de estas fuentes son las utilizadas en radioterapia, gammagrafía industrial, esterilización, control de procesos, etc. 214 Líquidos tan diversos como los líquidos de centelleo que se utilizan en las instituciones de investigación, las aguas que provienen del lavado y la descontaminación de diferentes áreas de las centrales nucleares o del lavado de la vajilla de los laboratorios y de sus áreas sanitarias, o los líquidos de alta actividad que provienen del reprocesamiento del combustible nuclear. Gaseosos como los que provienen de la ventilación de las instalaciones donde se manipulan materiales radiactivos. El OIEA ha establecido una clasificación general de los desechos radiactivos atendiendo a sus valores de actividad y a los valores del T½ de los radionucleidos contenidos. Por su nivel de actividad y con el fin de establecer los métodos adecuados para su disposición final, los desechos radiactivos se clasifican en “desechos de baja, media y alta actividad”. En la clasificación de desechos de baja y media actividad se establece una subdivisión relacionada con el T½, son las subcategorías de los de período corto (conteniendo radionucleidos de T½ menor que 30 años) y los de período largo (conteniendo radionucleidos de T½ mayor que 30 años). La subclasificación atendiendo al T½ de los radionucleidos contenidos es muy importante porque los riesgos radiológicos asociados con los radionucleidos de período corto pueden reducirse significativamente, debido a su decaimiento, en unos pocos cientos de años. Por ello se requerirán diferentes períodos de aislamiento para los desechos de las distintas clases. Basado en esta clasificación, en Ecuador ha sido establecida una clasificación para los desechos de baja y media actividad adaptada a las condiciones locales. Dicha clasificación aparece en la Tabla 8.1. Tabla 8.1 Clasificación, características y opciones para la gestión para cada tipo de desechos Tipo de desecho Descripción Opciones de gestión Desecho de baja y media actividad y vida media muy corta Desecho radiactivo que contiene radionúclidos de T 1/2 corto (menor que 100 días) que tras un período de almacenamiento temporal decaerán hasta los niveles de desclasificación. Almacenamiento temporal en las entidades generadoras o en las instalaciones de gestión hasta su desclasificación 215 Desecho de baja y media actividad y corta vida Desecho radiactivo que contiene radionúclidos de T 1/2 mayor de 100 días y menor que 30 años y que no genera calor por encima de 2kW/m 3 del desecho. Tratamiento y acondicionamiento por las instalaciones de gestión, almacenamiento temporal en las instalaciones de gestión y disposición final cerca de la superficie. Desecho de baja y media actividad y larga vida Desecho radiactivo que contiene radionúclidos de T 1/2 mayor que 30 años y que no genera calor por encima de 2kW/m3 del desecho. Tratamiento y acondicionamiento por las instalaciones de gestión, almacenamiento temporal en las instalaciones de gestión. La opción de disposición final está pendiente de decisión La gran mayoría de los desechos que se producen en las aplicaciones de las técnicas nucleares en la medicina y la investigación biológica, en las investigaciones químicas, en los estudios de materiales en el análisis de suelos, en el uso de los radiotrazadores en la industria y los estudios ambientales, en la producción de electricidad por fisión nuclear, al igual que en instalaciones como los generadores de neutrones, aceleradores de partículas y pequeños reactores de investigación son de baja actividad. Los desechos de baja actividad, no solo representan un gran volumen sino que poseen una gran variedad de composición en dependencia de su procedencia y generalmente son sólidos o líquidos. La mayoría de los desechos gaseosos al pasar por los filtros y dispositivos de purificación se convierten en sólidos a su vez. En los desechos provenientes del diagnóstico y la terapia médicos se distinguen tres tipos de desechos de acuerdo con su composición: 1. los provenientes del uso de técnicas de radioinmunoensayo empleadas para el diagnóstico y las investigaciones médicas, que contienen fundamentalmente I125, H3, C14, Co57 y Se75 en este orden; 2. los que se generan durante el uso de radiofármacos para el diagnóstico que genera un volumen apreciable de desechos de Tc99m, y en menor cantidad de Sn113 / I113 m, Te132 / I132 , Ga67 , Se75 , Xe133 ,Hg197 y Hg203 y, 3. el uso de radiofármacos en terapia que generan desechos de I125, I131, P32, S35 e Y90. En los desechos provenientes de laboratorios de investigación, universidades y del uso de los radiotrazadores en la industria y los estudios ambientales, predominan el C14, el H3, el I125 y gases nobles como el Kr85, el Ar41 y el Xe133. En los desechos provenientes de la producción de electricidad por fisión nuclear 216 predominan el Cs137, Cs 134, Co60, Co56, Mn54, Sr90 y Ag110m, junto con otros de mayor T½. Entre las fuentes selladas en desuso se encuentran mayoritariamente las de Cs137, Co60, Ir192, Sr90 y Ra226 y algunas fuentes de neutrones de Pu239 -Be y Am241 -Be. Los radionucleidos en los desechos asociados a los productos de consumo son generalmente el H3 y el Am241 (detectores de humo, señales luminosas, etc.) cuya producción y salida de servicio produce también una cantidad determinada de desechos de baja actividad. Además de estas características existen otras que ayudan a diferenciar los desechos sólidos y líquidos. Por ejemplo los sólidos conviene dividirlos en secos o heterogéneos, cuando contienen materiales variados como cartón, plásticos, vidrios, telas, papeles y otros similares; rígidos, como las agujas hipodérmicas, instrumentos o partes de metal; biológicos, cuando se componen de materias fácilmente degradables como cadáveres u órganos de animales, excretas y medios de cultivo que además de radiactivos pueden ser patógenos; mixtos, cuando están mezclados con ciertas cantidades de líquidos como en los lodos de la filtración, los filtros, los viales con restos de soluciones, los sedimentos y las resinas de intercambio y finalmente las fuentes en desuso, donde el material radiactivo está encapsulado de forma que se impida su dispersión y contenido en un envase o blindaje adecuado de mayores dimensiones que la fuente. Entre los líquidos se distinguen los líquidos de centelleo, en los que se emplea principalmente tolueno y otros solventes orgánicos tóxicos e inflamables que deben ser objeto de tratamiento especial; líquidos orgánicos conteniendo alcoholes, cetonas, aldehídos, ácidos grasos y otros compuestos orgánicos y por último líquidos acuosos como diluciones de sales, ácidos o álcalis, a veces conteniendo detergentes, diversos acomplejantes y otras impurezas. Los desechos que se producen en las aplicaciones médicas y de investigación son de baja actividad, la gran mayoría está compuesta por radionucleidos de T½ corto, del 40 al 50 % son sólidos heterogéneos, menos del 40 % son líquidos orgánicos y solamente alrededor de un 10 % son líquidos acuosos. Los desechos biológicos varían de 1 al 9%. MÉTODOS DE PRETRATAMIENTO Se define como Pretratamiento a todas las acciones llevadas a cabo antes de ejecutar las operaciones de tratamiento y acondicionamiento, con el objetivo de llevar los desechos a una forma que mejore las condiciones para su posterior manipulación, almacenamiento, tratamiento, acondicionamiento o evacuación, de forma tal que se reduzcan los riesgos radiológicos, convencionales, así como los volúmenes a manejar. Las conveniencias del pretratamiento son: mejorar la seguridad, conseguir bajas exposiciones de radiación y costos significativamente bajos en las siguientes etapas de la gestión de los desechos. 217 Las acciones que se llevan a cabo en esta etapa de pretratamiento son, en general, las siguientes: Diferenciación de los desechos radiactivos de los no radiactivos. Separación de los desechos activos en distintas corrientes, de manera tal que cada una de ellas pueda ser tratada y acondicionada con tecnologías definidas. Recuperación para su reutilización de todos aquellos elementos que así lo permitan, separando del material a pretratar toda la contaminación que sea posible. Reducción previa de los tamaños de los objetos, para permitir su fácil manipulación y su posterior gestión, minimizando los volúmenes transportados y almacenados. La selección de la estrategia de pretratamiento es dependiente de las normas y objetivos de protección radiológica, de las características de los desechos y de las facilidades y tecnologías disponibles en cada país. Las técnicas y prácticas adoptadas se deberán planificar teniendo presente que las mismas serán complementarias y compatibles unas con otras. La reducción del volumen de los desechos que requieren tratamiento y almacenamiento se alcanza primero con una correcta segregación de los desechos en su lugar de origen, o sea, separando claramente los desechos radiactivos de los que no son radiactivos, dividiéndolos por su contenido y forma física y señalándolos convenientemente; para esto es necesario que existan procedimientos escritos, una clasificación definida y controles efectivos además de las condiciones materiales como son: cestos y envases diferentes para los desechos comunes y radiactivos, canalización diferenciada o suficientes envases para recolectar los desechos líquidos por grupos de radionucleidos y etiquetas para marcarlos. Los desechos infectados o que presenten otros riesgos (tóxicos, inflamables, explosivos, etc.) deberán ser separados y tratados aparte de los que no presenten este tipo de características. En el ámbito institucional, los desechos de T½ más corto, después de segregados y colectados se almacenan en condiciones de seguridad hasta su decaimiento y luego se evacuan por las vías de los desechos convencionales. Para esto último es importante: Identificar los radionucleidos que pueden ser considerados para su decaimiento y evacuación partiendo de una clasificación predeterminada. Elaborar los procedimientos para su manipulación y aislamiento. Establecer los lugares que serán utilizados para el almacenamiento, los que deberán poseer suficiente espacio para acomodar los desechos que se vayan 218 a conservar durante todo el tiempo que dure su decaimiento, así como para su clasificación y manipulación. Dotar los lugares de almacenamiento del blindaje adecuado para garantizar los niveles de tasa de dosis que se exigen en sus alrededores. Implantar las medidas de seguridad que regirán en el lugar de almacenamiento. Organizar la medición periódica de los niveles de tasa de dosis en el lugar de almacenamiento y sus alrededores. Establecer los procedimientos y llevar a cabo la medición de los desechos para comprobar que se cumplen los requisitos aceptados para su evacuación de la forma convencional. Conservar los registros de las mediciones y de las evacuaciones realizadas. Los desechos sólidos tales como agujas hipodérmicas, fragmentos de cristalería y otra vajilla de laboratorio se deben conservar preferentemente en envases rígidos para evitar que puedan herir a la persona que los manipula. En las áreas de trabajo los desechos sólidos se recogen en cestos cerrados con tapa o envases plásticos, identificados por su color, donde quepan los desechos que se generarán, por ejemplo, en un día o una semana de trabajo, marcados con el símbolo de peligro radiactivo y donde se señale el tipo de desecho para los que están destinados. Los desechos líquidos se recogen en envases de polietileno u otros plásticos adecuados en dependencia de su composición química. Es conveniente utilizar envases de 10 o 20 litros de capacidad. Si no se dispone de envases plásticos y se utilizan envases de vidrio, éstos deben estar contenidos a su vez en un segundo envase capaz de retener todo el contenido del primero en caso de rotura. El mejor método para llevar a cabo la segregación de los desechos sólidos será dividirlos en dos grupos: a. Compactables e incinerables y, b. No compactables e incombustibles. Más que separados por radionucleidos, lo cual es muy conveniente pero a veces poco realizable, es muy importante separarlos por el T. Los desechos de H3 y C14 se ponen aparte. Los desechos líquidos se dividen según sean: a. Acuosos 219 b. Orgánicos c. Líquidos de centelleo y, d. Soluciones biológicas. También es importante separarlos por el T½. Los aceites contaminados de lubricación de las bombas u otros equipos se envasan aparte. El almacenamiento para decaimiento a escala institucional generalmente se realiza para los radionucleidos cuyo decaimiento hasta niveles considerados aceptables se produce en el término máximo de un año. Estos son radionucleidos cuyo T½ es inferior a 30 días, pero hay países donde se acepta hasta 60 días. Los desechos tanto sólidos como líquidos que requieren tiempos de almacenamiento mayores generalmente se gestionan por instituciones especializadas. MÉTODOS DE TRATAMIENTO Los desechos radiactivos que requieren períodos de conservación mayores que un año deberán ser conservados para su decaimiento e inocuidad en condiciones de seguridad. Para ello es conveniente acondicionarlos para evitar su dispersión y en ocasiones, reducir su volumen para disponer mejor de las capacidades de almacenamiento. Los métodos comúnmente empleados para el tratamiento y el acondicionamiento son variados y dependen del tipo de material, del nivel de actividad, del T½ y de los niveles admitidos nacionalmente para la evacuación. Los métodos comúnmente empleados para el tratamiento de los desechos sólidos combustibles y compactables son la incineración y la compactación respectivamente. Mediante la incineración pueden ser reducidos a cenizas una gran cantidad de desechos radiactivos y por lo general los hospitales y centros de investigación poseen pequeños incineradores para la combustión de los desechos convencionales que pueden resultar útiles con este fin. Por supuesto el método tiene sus desventajas pues hay que considerar que el volumen de los desechos se reduce pero no su actividad, la que se concentra en las cenizas, se deposita en las paredes de los hornos y en las tuberías y pasa a los componentes gaseosos que se desprenden durante la combustión. Esto hace que el método no sea recomendable cuando en los desechos están presentes radionucleidos tales como el I125 y que se use sólo cuando la actividad de los desechos sea muy baja o haya decaído lo suficiente. La incineración de los desechos de baja actividad requiere de una cuidadosa segregación previa para evitar las incompatibilidades con el diseño de la instalación escogida. En caso contrario se requieren incineradores diseñados y construidos especialmente, que cuenten con sistemas de ventilación y de recogida de cenizas, lo que se convierte en una opción poco viable desde el punto de vista económico cuando el volumen de desechos a tratar no es suficiente. 220 Otra forma de reducir el volumen es mediante la compactación de los sólidos blandos. Las prensas para la compactación se diseñan con sistemas de ventilación y filtración eficientes y requieren de una gran inversión capital por lo que no se recomiendan para pequeñas instituciones. Los desechos no compactables e incombustibles que pueden ser reducidos de tamaño, como los filtros de sistemas de ventilación, equipos contaminados y otros similares, se desarman, cortan y disgregan para acomodarlos en contenedores para su conservación. Con frecuencia los espacios vacíos se llenan con cemento. Las fuentes en desuso, en sus contenedores blindados, se acondicionan en tanques con cemento para su conservación o de acuerdo con su tamaño se confinan en monolitos de concreto fabricados para ello. La reducción del volumen de los líquidos se alcanza mediante diversos métodos como el tratamiento químico, el intercambio iónico y la evaporación, entre otros. La mayoría de estos métodos son adaptaciones de los métodos de tratamiento de aguas, de los que se tiene gran experiencia y resultan de gran efectividad para tratar grandes volúmenes de líquidos ligeramente contaminados. El tratamiento químico consiste en la coagulación, floculación y decantación de los materiales radiactivos en suspensión. Como coagulantes se emplean sales de hierro y alúmina, hidróxidos, carbonatos y ferrocianuros. Como resultado, se obtiene un menor volumen de lodos contaminados que luego se acondicionan (inmovilizan) con cemento, se empacan en contenedores apropiados y se almacenan. Los factores de descontaminación que se obtienen son bajos, por lo que no es adecuado para el tratamiento de soluciones muy contaminadas. En estos casos el tratamiento químico se combina con otros métodos. Para el intercambio iónico se emplean una gran cantidad de resinas de intercambio sintéticas y naturales donde se fijan los elementos radiactivos. Las resinas se pueden emplear empacadas en columnas o mezcladas simplemente con la solución el tiempo necesario para el intercambio. Luego del intercambio, la actividad concentrada en las resinas se extrae mediante reactivos durante su regeneración, alcanzándose altos factores de descontaminación y pequeños volúmenes de desechos de mayor actividad, mientras que las resinas, que son caras, pueden ser reutilizadas. Los concentrados líquidos y las resinas agotadas que han perdido sus propiedades se acondicionan en cemento para su conservación. Los materiales naturales como la vermiculita y otras zeolitas se emplean con buenos resultados para la eliminación selectiva de radionucleidos tales como el cesio y el cobalto, pero éstas no son regenerables, lo que hace menos eficiente el tratamiento. En el proceso de intercambio iónico influye mucho la presencia de sólidos disueltos que compiten en la adsorción, lo que constituye una limitante. 221 Mediante la evaporación se obtienen altos factores de descontaminación a la vez que se alcanzan grandes reducciones de volumen. No obstante, implica gastos considerables de energía y requiere de experiencia y equipamiento adecuados. Los concentrados de la evaporación también se acondicionan antes de su conservación. En dependencia de la actividad de los concentrados pueden ser empleados para su inmovilización cementos o asfaltos durante el acondicionamiento. Para el tratamiento de los líquidos de centelleo conteniendo H3 y C14 se emplea la incineración en equipos construidos y diseñados para introducir estas soluciones como parte de la mezcla de alimentación. Las instalaciones deben ser fáciles de encender y estar protegidas contra explosiones. Una opción para el tratamiento de pequeños volúmenes de líquidos es su inmovilización directa en cemento solo o mezclado con materiales absorbentes como las zeolitas. Este método puede ser lo suficientemente barato y apropiado para países donde los volúmenes de desechos generados alcanzan tan solo decenas de metros cúbicos al año. Los volúmenes de desechos a conservar no se disminuyen pero se logran condiciones de seguridad durante su almacenamiento. Los desechos gaseosos se producen solamente cuando se utilizan gases radiactivos como el Kr85, el Xe133, durante determinados experimentos con H3, agua tritiada, C14, O2 y otros compuestos, en los que se producen aerosoles, gases o vapores radiactivos o cuando se trabaja con yodo radiactivo. Generalmente estos experimentos y trabajos se realizan bajo campanas y otros sistemas de extracción y filtración donde se acumulan las sustancias radiactivas presentes en el flujo gaseoso, antes de su salida al exterior. Los filtros contaminados utilizados se tratan como desechos sólidos. MÉTODOS DE EVACUACIÓN Los desechos radiactivos sólidos y líquidos que han decaído lo suficiente como para que cumplan con los niveles admitidos para su dispensa pueden ser eliminados con la basura convencional o descargados a través de la canalización común. Los límites para las descargas, así como el modo y las condiciones para ello se regulan nacionalmente. De modo general, se limita la descarga a un solo punto para cada laboratorio o institución. Nota: En las NBIS se recomienda el establecimiento de niveles de dispensa o niveles de desclasificación para los desechos radiactivos, que son los valores de actividad admitida en los desechos, por debajo de los cuales la Autoridad Reguladora considera que el control es impracticable e innecesario. Estos valores se calculan para satisfacer el nivel de dosis individual trivial de 10 µSv al año, a partir de las condiciones particulares de evacuación existentes para los desechos convencionales y teniendo en cuenta todas las posibles vías y escenarios de exposición. 222 En los Estados Unidos la cantidad neta de material que puede ser eliminado anualmente por la canalización común se limita a 37 GBq, excluidos el H3 y el C14. La cantidad de H3 y C1 4 contenida en líquidos de centelleo en materiales biológicos que puede ser eliminada por la canalización común se limita a 1,85 kBq/g. Para eliminar líquidos por la canalización común se deberán cumplir las siguientes condiciones: a. que se trate de sustancias solubles en agua b. que se filtren y neutralicen previamente c. que el sistema de canalización permita la dilución de las descargas en 100 veces como mínimo y, d. que la concentración media de las descargas no exceda los límites regulados. En los sólidos que van a ser eliminados con la basura común, el mayor nivel de tasa de dosis en la superficie no debe superar los 5 µSv/h. Otros requisitos indispensables se refieren a la medición de los desechos antes de la evacuación y a la estricta contabilidad y registro de los desechos evacuados. ALMACENAMIENTO DEFINITIVO (DISPOSICIÓN FINAL) Los desechos radiactivos después de tratados y acondicionados se conservan temporal o definitivamente. La diferencia entre uno y otro tipo de almacenamiento consiste en que se planee que los desechos vayan a ser retirados o no del lugar de almacenamiento. El almacenamiento temporal o definitivo de los desechos, al igual que su tratamiento y acondicionamiento, generalmente no se realiza por la propia institución generadora, sino por instituciones especializadas en la gestión de los desechos radiactivos. La finalidad del almacenamiento temporal es la de reducir la actividad de los desechos que van al almacenamiento definitivo mediante su decaimiento total o parcial, disminuir su temperatura cuando ello es necesario o simplemente conservarlos en condiciones de seguridad hasta tanto se encuentre una solución para el confinamiento definitivo de aquellos que así lo requieren. Vale aclarar que la mayoría de los desechos que se generan en las aplicaciones médicas, de investigación, docencia y la industria, excepto algunas fuentes en desuso, no requieren de almacenamiento prolongado para su decaimiento. El aislamiento definitivo de los desechos se consigue estableciendo entre estos y el hombre una serie de barreras cuyo requisito básico de seguridad es que, en caso de fallar, las cantidades de radionucleidos que puedan escapar sean tan pequeñas que su efecto sea inapreciable. Tales barreras se consiguen mediante: El acondicionamiento de los desechos por inmovilización en una matriz sólida (Tabla XV) que impida su dispersión por causas externas o internas. 223 La utilización de contenedores o recipientes normalizados y homologados hechos de materiales resistentes, capaces de resistir las condiciones previsibles más adversas, sellados y generalmente con recubrimientos para evitar el contacto con los agentes exteriores. El diseño de instalaciones para la conservación de los contenedores con los desechos que incluyan elementos constructivos, blindajes, sistemas de adsorción y medios de disipación de calor cuando es necesario. La ubicación de las instalaciones en medios geológicos que permitan retener o retardar la salida de los radionucleidos en caso de fallar las barreras anteriores. Tabla 8.2 Características de las matrices utilizadas para inmovilizar desechos radiactivos Característica cemento asfalto polímeros vidrios Actividad a la que se aplica baja media media Alta 20-40 50 60 10-25 buena aceptable aceptable buena Insolubilidad en agua aceptable buena buena aceptable Conductividad térmica 1,0 0,2 0,2 1,4 Resistencia al fuego buena arde variable buena Resistencia mecánica buena plástico buena aceptable Variación de volumen 1/2 1/0,4 1/0,3 1/0,2-1/0,3 Por ciento en peso de desechos que admite Estabilidad frente a las radiaciones Los requisitos de seguridad para los lugares de almacenamiento de los desechos son: a. El establecimiento de medidas y dispositivos para impedir el acceso de animales y personas ajenas a la instalación, b. El blindaje y confinamiento necesarios de modo que no se produzcan contaminaciones, dispersiones o elevación de los niveles de tasa de dosis en sus alrededores y c. Un estricto control radiológico durante todo el tiempo que dure el almacenamiento. Como se muestra en la Tabla 8.3, las formas de almacenamiento y conservación terrestre son muy variadas y dependen de circunstancias locales. 224 Las características marcadas son requisitos fundamentales para los desechos de alta actividad. Tabla 8.3 Algunas de las instalaciones existentes para la disposición final de los desechos radiactivos de bajo y medio nivel de actividad Método de Año de entrada País Instalación Observaciones confinamiento en servicio 1969-1992 1992 535.000 m3 1.000.000 m3 desechos acondicionados en bidones normalizados Drigg 1959 580.000 m3 (1987) 300.000 m3 (1987) Almacenamiento a poca profundidad con barreras de ingeniería RokkashoMura 1992 40.000 m3 Canadá Bóvedas de hormigón enterradas a poca profundidad Chalk River - 9.000 m3 (en construcción) Suecia Construcción a 50 m de profundidad en el lecho rocoso submarino a 1 Km de la costa Forsmark 1988 Francia Almacenamiento superficial con barreras tecnológicas (en forma de dunas) Reino Unido Zanjas a 8 metros de profundidad y zanjas con recubrimientos de hormigón Japón Argentina Zanjas poco profundas (5 años) Cubículos de hormigón sellados con cemento La Manche L’Aube Baja actividad acondicionados en bidones. Baja y media actividad con contenido bajo de emisores alfa Ezeiza Alemania Formaciones geológicas estables Asse Morsleben 1965 1981 Finlandia Silos a 100 m de profundidad Olkilioto 1992 225 60.000 m3 15.000 m3 España Módulos superficiales con barreras tecnológicas El Cabril 1992 Las condiciones que se exigen a los desechos acondicionados son: a. Alta estabilidad, b. Facilidad de transportación y manipulación sin riesgo, y c. Estar blindados según la actividad en ellos contenida. El almacenamiento y evacuación de desechos radiactivos de baja y media actividad, desde hace ya decenas de años se viene realizando tanto en tierra como en el mar y se han planteado otras soluciones como su evacuación extraterrestre o en capas de hielo de la Antártida. Es válido aclarar que la diferencia entre evacuación y almacenamiento estriba en el hecho de continuar o no manteniendo la responsabilidad y control sobre los desechos. La conservación en las profundidades marinas es una forma de evacuación que, a pesar de haber demostrado su seguridad, ha encontrado serias dificultades con la opinión pública y en la actualidad, a raíz del último convenio internacional sobre la protección del medio marino, ha sufrido limitaciones severas. La conservación terrestre de los desechos radiactivos de baja y media actividad se realiza en superficie y en formaciones geológicas profundas. Particularidades de la gestión de fuentes en desuso Las fuentes selladas son declaradas en desuso cuando: La actividad ha decaído a un nivel inadecuado para su propósito original. El experimento o programa que usa la fuente se ha completado o descontinuado. La fuente tiene algún desperfecto. El equipo que la contiene se convierte en obsoleto. Si bien una fuente puede no ser adecuada para el propósito que fue diseñada, aún puede mantener altos valores de actividad, debiendo ser tratada como material radiactivo. Los usuarios de las fuentes selladas deben considerar las siguientes opciones: 226 Transferencia de la fuente a otro usuario para otras aplicaciones de acuerdo a los niveles de actividad de la misma. Retorno de la fuente en desuso a su fabricante. Almacenamiento de las fuentes que contengan radionucleidos de T½ cortó hasta su decaimiento. Recogida, acondicionamiento y almacenamiento temporal hasta que se disponga de una instalación para su disposición final. En la Figura 8.3 se muestra un esquema con las variantes existentes para la gestión de fuentes selladas en desuso. Es necesario resaltar que en dependencia de lo establecido por cada país, la casi totalidad de las actividades reflejadas en la figura requieren de una autorización previa por parte de la Autoridad Reguladora. Figura 8.3 Es quema de gestión de fuentes selladas en desuso. Generalmente las empresas fabricantes de fuentes selladas poseen los recursos para su gestión segura, por esto, el retorno de la fuente a su fabricante brinda la posibilidad de reciclar el material radiactivo contenido en ella, transfiriéndolo a una nueva, lo que es más aceptable económicamente. De esta forma, el usuario, mediante contrato, en vez de comprar, arrienda la fuente al proveedor por un determinado período de tiempo, al final del cual la retorna. De no reflejarse claramente esta cláusula en el contrato, el retorno se hace difícil, por lo que esta opción es necesario considerarla cuando se está negociando la compra de la fuente. 227 Las fuentes declaradas en desuso que no puedan reutilizarse o ser devueltas al suministrador forzosamente deberán ser gestionadas y conservadas en condiciones de seguridad durante todo el tiempo que dure el decaimiento hasta su inocuidad, lo que puede extenderse por períodos de unos pocos años hasta miles de años. Para el decaimiento de las fuentes de radionucleidos de T½ muy corto (menos que 30, 60 o hasta 100 días) generalmente es suficiente almacenarlas por un tiempo que dependerá de la actividad inicial de la fuente y de los límites aceptados para su evacuación como desecho convencional. Para la conservación de estas fuentes por el tiempo que se determine, será necesario disponer de un lugar de almacenamiento apropiado que cumpla con los requisitos de seguridad. Las fuentes deben permanecer en su blindaje original o en otro que satisfaga estos mismos requisitos y encontrarse bajo control y vigilancia y periódicamente, someterse a ensayos de hermeticidad. El contenedor debe estar identificado con el símbolo de peligro radiactivo, con el radionucleido que contiene, su actividad y las fechas de comienzo del almacenamiento temporal, y la estimada para que la fuente pueda ser evacuada. El lugar de almacenamiento puede ser dentro de la instalación o en otra construcción especialmente diseñada con este fin. ESTRATEGIA PARA ACONDICIONAMIENTO DE LAS FUENTES SELLADAS EN DESUSO En el proceso de acondicionamiento, la fuente de radiación quedará encapsulada en el centro de un bulto de concreto que tiene por objetivo: dar blindaje adicional, establecer una barrera tecnológica más entre la fuente radiactiva y el medio ambiente, dar protección física a las fuentes, entregar un bulto suficientemente grande para evitar que cualquier persona pueda llevárselo por error y aplicar registro único y permanente de bultos homogéneos. Es de suma importancia realizar una previa segregación de los diferentes tipos de fuentes, ya que el acondicionamiento y disposición final de las mismas será diferente en dependencia del radionucleido que contengan. Se recomienda inmovilizar en diferentes bultos las fuentes a de T½ largos, separadas de las fuentes ß/ ya que las mismas requieren de diferentes formas de disposición final. En general el acondicionamiento de las fuentes selladas en desuso, de aplicación en braquiterapia, medidores industriales de densidad, nivel y espesor, fuentes de calibración y fuentes para radiografía industrial se puede realizar en tanques de 200 litros de capacidad utilizando como matriz de inmovilización mortero o pasta fluida de cemento. Las fuentes de Cs137 y Co60 utilizadas en radioterapia o fuentes de radioesterilización deben acondicionarse en bultos de mayor dimensión. Para la realización de este trabajo se requiere de personal calificado que reúna los conocimientos teóricos en materia de gestión de desechos radiactivos y protección radiológica y posea experiencia práctica en el manejo de fuentes de radiación. Debe preverse capacitación en los temas particulares que diferencian la gestión de los diferentes tipos de fuentes. 228 MEDIDAS GENERALES DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA DURANTE EL ACONDICIONAMIENTO DE FUENTES EN DESUSO Durante las operaciones de acondicionamiento de las fuentes se deben tener en cuenta dos aspectos: los relativos a la operación y los relativos al bulto acondicionado resultante. En el primer caso, es necesario asegurar que la fuente conserve su integridad, evitando la dispersión de material radiactivo y la eventual contaminación de los operadores y del medio ambiente. Cuando se sospeche de falta de integridad del encapsulado de la fuente deberán extremarse las medidas de protección de los operadores, quienes deberán someterse a dosimetría interna una vez finalizada la tarea. Debe velarse igualmente por las tasas de dosis en cada puesto de trabajo. Durante las operaciones todas las personas encargadas del acondicionamiento deberán usar dosímetros personales y es recomendable que esté funcionando el sistema de ventilación. En su defecto o complementariamente deben utilizarse los medios necesarios para proteger los órganos del sistema respiratorio. Toda la manipulación de las fuentes se debe realizar utilizando los medios de protección individual requeridos, como guantes, máscaras protectoras de las vías respiratorias, overoles o batas y otros. La manipulación de las fuentes debe realizarse siempre con la ayuda de blindajes, pinzas u otros instrumentos que permitan aumentar la distancia de la fuente al operador, sin entorpecer la propia operación. En el segundo caso debe garantizarse el cumplimiento de límites de tasas de dosis (< 2 mSv/h en la superficie) y de contaminación superficial del bulto final (4 Bq/cm2 para radionucleidos ß- emisores y 0.4 Bq/cm2 para radionucleidos α emisores [38]), para su transporte y almacenamiento. El tiempo planificado para la operación debe ser lo más corto posible. Es aconsejable realizar primero un ensayo de las operaciones en frío para verificar que todas las operaciones se realicen de acuerdo a lo planificado. PROCESO DE ACONDICIONAMIENTO DE LAS FUENTES EN DESUSO El acondicionamiento de las fuentes en desuso provenientes de las aplicaciones médicas e industriales (exceptuando las fuentes de Ra 226) se realiza generalmente en tanques industriales comunes de 200 litros de capacidad, utilizando como matriz de inmovilización mortero o pasta fluida de cemento. Aquellos casos en que el tamaño de la fuente y su contenedor o los requerimientos de blindaje no permitan el uso de este tipo de recipientes, como por ejemplo fuentes utilizadas en irradiadores industriales o en radioterapia, puede utilizarse un contenedor de hormigón especialmente diseñado para este fin, con mayores dimensiones y reforzamiento de los blindajes. Es necesario destacar que el acondicionamiento se realiza con la fuente dentro de su contenedor original y los pasos a seguir son los siguientes: 229 1. Preparación del tanque. 2. Colocación de la(s) fuente(s) en el interior del tanque encamisado. 3. Inmovilización de la(s) fuente(s) con mortero de cemento. 4. Sellado e identificación del tanque. 5. Almacenamiento del tanque. Cuando se trata de fuentes de emisores α o ß de alta actividad y con posibilidades de estar deshermetizadas, el tipo de bulto descrito puede no resultar adecuado debido a sus bajas propiedades protectoras. Para ellas se diseñan envases más resistentes como el que se muestra en la Figura 8.4, el que consiste en un cilindro de acero inoxidable con un tapón soldado en su parte inferior, una tapa superior roscada, aro de cobre metálico a modo de sello y un dispositivo para su ajuste. Como matriz de inmovilización se recomienda la mezcla de cemento o una aleación de bajo punto de fusión, como por ejemplo, de plomo y bismuto. Figura 8.4 Diseño especial de bulto para el acondicionamiento de fuentes. 8.2 CLASIFICACIÓN Toda actividad humana genera residuos en mayor o menor medida. El empleo de isótopos radiactivos en tratamientos médicos, procesos industriales, trabajos de investigación o en la producción de energía, genera también residuos que se caracterizan por ser radiactivos. 230 Los residuos radiactivos son materiales para los que ya no se prevé ningún uso, que contienen o están contaminados por elementos radiactivos en cantidades superiores a los límites establecidos. Se clasifican en base de dos factores principales: a. Duración de su actividad: Vida corta, pierden la mitad de su actividad en menos de 30 años. Vida larga, tardan más de 30 años en perder la mitad de su actividad. b. Intensidad de su actividad: Alta actividad, desprenden calor y su actividad supera determinados límites. Baja y mediana actividad, tienen una actividad por debajo del nivel determinado por la práctica internacional. 8.3 PRODUCTORES DE RESIDUOS RADIACTIVOS Los residuos de alta actividad se generan fundamentalmente en las centrales nucleares y están constituidos por el combustible gastado y por los subproductos que aparecen, si este combustible se reprocesa. Figura 8.5 Productores de residuos combustibles En cuanto a los residuos de baja y mediana actividad, pueden tener un origen diverso, por ejemplo: Las herramientas y material de mantenimiento utilizado en determinadas zonas de las centrales nucleares. 231 Las jeringuillas, guantes o material médico diverso, usado en las unidades de Medicina Nuclear y Radioterapia de los hospitales. Las fuentes radiactivas empleadas en las industrias. Los materiales y restos biológicos contaminados, procedentes de ensayos en laboratorios de investigación. Figura 8.6 Material contaminado 8.4 TRATAMIENTO Y ACONDICIONAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS DE BAJA Y MEDIANA ACTIVIDAD (RRBMA). Los residuos de baja y mediana actividad, antes de su almacenamiento, son sometidos a un tratamiento para reducir su volumen, si es que lo requieren. Este tratamiento depende del origen y la forma del material contaminado. Las técnicas que se aplican son: concentración, filtración, evaporación o precipitación y la reducción de volumen de los residuos por compactación o por incineración. Luego de esto, los residuos son acondicionados e inmovilizados en bidones, con una matriz sólida, normalmente hormigón para evitar su dispersión. Los bultos o bidones así acondicionados, se someten a diversos ensayos a fin asegurar que la primera barrera, constituida por el residuo y la matriz de inmovilización, reúna condiciones que garanticen su estabilidad y aislamiento. 232 Figura 8.7 Tratamiento y Acondicionamiento de residuos radiactivos 8.5 ACONDICIONAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS DE ALTA ACTIVIDAD (RRAA) Figura 8.8 Contenedor NAC El acondicionamiento de los residuos radiactivos de alta actividad se realiza en contenedores especiales, que deben resistir inalterados, al calor y las radiaciones que este tipo de residuos genera, durante cientos de años. Por ello, sus características de construcción son especialmente rigurosas. 8.6 TRANSPORTE DE RESIDUOS RADIACTIVOS El transporte de residuos radiactivos, se regula a nivel mundial, acorde a los criterios del reglamento de transporte de materiales radiactivos del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA). Este se realiza en contenedores homologados, es decir, que han pasado por una serie de ensayos que garantizan su seguridad. 233 Las tres normas fundamentales que se establecen para el transporte de este tipo de residuos son: nivel de radiación externo, inferior a ciertos límites, temperatura, así mismo limitada, y garantía de un contenedor que evite dispersión de residuos, en las distintas condiciones en que se realice el transporte, incluyendo posibles accidentes. 8.7 ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS El almacenamiento de Residuos Radiactivos, se basa en la interposición de una serie de barreras naturales y artificiales, entre éstos y el medio ambiente, de manera que no causen daño, mientras dure su actividad. El objetivo final, es mantener los residuos aislados de la biosfera, durante el tiempo que sea necesario, para que por desintegración su radiactividad decaiga a niveles inocuos. Algunos de los fenómenos más importantes que debe tomarse en cuenta en la construcción de un almacenamiento, son las inundaciones y filtraciones, los movimientos tectónicos y sísmicos, la erosión y las actividades humanas en las proximidades del emplazamiento. Para ello, se desarrolla un Sistema de Barreras Múltiples, que interpone una serie de impedimentos, entre los residuos y el medio natural. Además del sistema de barreras, se establece un control de seguridad de la instalación, basado en un plan de medidas de vigilancia, tanto durante la fase de funcionamiento, como durante cierto periodo después de su cierre. 234 Figura 8.9 Almacenamiento de desechos radiactivos a. ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS DE ACTIVIDAD ALTA El combustible gastado de las centrales nucleares, se mantiene temporalmente en piscinas de las propias centrales o en almacenamiento en seco, dentro de contenedores o bóvedas hasta su almacenamiento definitivo. El almacenamiento en piscinas, consiste en dejar el combustible gastado, dentro de bastidores metálicos, debajo del agua, que actúa como refrigerante y como blindaje contra las radiaciones. 235 Figura 8.10 Piscina almacenamiento RRAA En el almacenamiento en seco, el combustible gastado tras permanecer un tiempo en las piscinas, es introducido en contenedores metálicos o bóvedas, donde el aire actúa como refrigerante de los mismos. Figura 8.11 Campo de contenedores Figura 8.12 Almacenamiento geológico profundo 236 El sistema de almacenamiento definitivo de los residuos de alta actividad que se está investigando actualmente y que parece más adecuado, es el almacenamiento a gran profundidad, en zonas de la corteza terrestre geológicamente y con características favorables. En este sentido, a escala internacional, se han seleccionado como rocas favorables los granitos, las arcillas y las formaciones salinas, que actualmente se están estudiando en los programas de investigación que se desarrollan en diversos países. Figura 8.13 Rocas favorables b. ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS DE MEDIANA Y BAJA ACTIVIDAD Desde que en 1983, en que la Convención de Londres para la prevención de la contaminación de los mares, suspendiera el vertido de los residuos de baja y media actividad en fosas marinas, los residuos radiactivos de baja y mediana actividad se almacenan en tierra. El tipo de almacenamiento superficial con barreras artificiales es el escogido a nivel mundial. Las barreras tienen como objetivo, impedir que el agua superficial o subterránea entre en contacto con los residuos; para ello el almacenamiento debe cumplir ciertos requisitos como: Estar situado por encima del nivel más alto que puedan alcanzar las aguas subterráneas. Estar protegido de las aguas superficiales por una cobertura impermeable. Disponer de sistemas de control que verifiquen el perfecto funcionamiento del sistema de barreras. 237 Figura 8.14 Almacenamiento de residuos solidos En la vida de este tipo de almacenamientos, se diferencian tres fases: Fase de explotación, durante la cual los residuos son almacenados. Fase de vigilancia, que dura mientras los residuos almacenados presentan riesgos radiológicos. Fase de libre utilización, en la que el emplazamiento puede ser empleado para cualquier otro uso. Figura 8.15 Tipos de Almacenamiento 238 8.8 BIBLIOGRAFÍA 1. IAEA, “Generic Models for use in Assessing the Impact of Discharges of Radioactive Substances to the Environment”. Safety Reports Series. Nº 19, (2000). 2. IAEA, “Legal and Governmental Infrastructure for nuclear Radiation, Radioactive Waste and Transport Safety”. Safety Requirements. Safety Standards Guide, Nº GS-R-1, (2000), p. 30. 3. IAEA, “Predisposal Management of Radioactive Waste, including Decommissions”, Safety Requirements. Safety Standards Series Nº WS-R-2, (2000), p. 26. 4. IAEA, “Decommissioning of Medical, Industrial and Research Facilities”. Safety Guide. Safety Standards Series. Nº WS-G-2.2, (2000), p. 37. 5. IAEA, “Near Surface Disposal of Radioactive Waste”. Safety Requirements. Safety Standards Series NÄ WS-R-1, (1999), p. 29. 6. IAEA, “Safety Assessment for near Surface Disposal of Radioactive Waste”. Safety Guide. Safety Standards Series Nº WS-G-1.1, (1999), p. 31. 7. IAEA, “International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources”. Safety Series Nº 115, (1996). 8. IAEA, “Establishing a National System for Radioactive Waste Management”, Safety Series Nº 111-S-1, (1995), p. 28. 9. IAEA, “Quality Assurance for Radioactive Waste Packages”. Technical Reports Series Nº 376, (1995), p. 68. 10. IAEA, “The Principles of Radioactive Waste Management”. Safety Series Nº 111F, (1995), p. 24. 11. IAEA, “Classification of Radioactive Waste”, Safety Series Nº III-G-1.1, (1994), p. 39. 12. IAEA, “Safety Analysis Methodologies for Radioactive Waste Repositories in Shallow Ground”. Safety Series Nº 64, (1984), p. 50. 13. MINISTERIO DE CIENCIA Y TECNOLOGÍA, “Protección Radiológica en la Aplicación de las Técnicas Nucleares”. Colectivo de autores Centro de Protección e Higiene de las Radiaciones, Centro de seguridad Nuclear, La Habana – Cuba (2008). 239 CAPÍTULO 9 9. 9.1 ACCIDENTES Y EMERGENCIAS RADIOLÓGICAS INTRODUCCIÓN Se considera como accidente radiológico, todo acontecimiento imprevisto o situación poco frecuente y grave que pueda provocar daños a personas o instalaciones, cuando los dispositivos de seguridad correspondientes no funcionan o se producen fallos humanos, que pueden ocasionar que los límites de dosis se superen. Mientras que Emergencia es una situación no ordinaria que requiere la pronta adopción de medidas, principalmente para mitigar un peligro o las consecuencias adversas para la salud y la seguridad humanas, la calidad de vida, los bienes o el medio ambiente. Esto incluye las emergencias nucleares y radiológicas y las emergencias convencionales, como los incendios, las emisiones de productos químicos peligrosos, las tormentas o los terremotos. Se incluyen también las situaciones que exigen la pronta adopción de medidas para mitigar los efectos de un peligro percibido. El uso de fuentes radiactivas en medicina y procesos industriales está ampliamente difundido. Estas fuentes poseen actividades comprendidas entre varios MBq y cientos de TBq, y han dado lugar a la mayoría de los accidentes con consecuencias fatales en el mundo. Paradójicamente, este tipo de accidentes ha merecido en general mucho menos atención del público, que el caso de las instalaciones nucleares. En el campo de las aplicaciones médicas, los equipos de telegammaterapia en desuso han provocado los accidentes más serios que involucraron a miembros del público. En el caso de los usos industriales, los accidentes con fuentes de gammagrafía industrial, han sido los predominantes. 9.2 TIPOS DE ACCIDENTES Los accidentes con fuentes médicas e industriales pueden clasificarse en tres grandes grupos: a. UNA FUENTE RADIACTIVA COLOCADA EN UN LUGAR INADECUADO, ABANDONADA, PERDIDA O ROBADA 240 En general, estas situaciones están precedidas por actos irresponsables o negligentes de la persona encargada de la fuente. Son la causa más común de los accidentes con consecuencias graves, que han ocurrido con fuentes radiactivas. Generalmente, personas ajenas a la fuente de radiación, son expuestas a ella, sin advertir ni sospechar la presencia de material radiactivo en su entorno. Un ejemplo, es el accidente ocurrido en Argentina en 1968. b. UNA FUENTE DE RADIACIÓN QUEDA EXPUESTA O AUMENTA INADVERTIDAMENTE SU INTENSIDAD, A CONSECUENCIA DE UNA FALLA DURANTE SU OPERACIÓN RUTINARIA Este tipo de situación involucra una falla del equipo o un error de procedimiento del operador. Cuando se omiten además los procedimientos normales de seguridad, las consecuencias pueden ser graves. Un ejemplo, es el accidente ocurrido en El Salvador en 1989. c. UNA SUSTANCIA RADIACTIVA SE DERRAMA O SE DISPERSA Estos accidentes ocurren cada vez que se rompe el recipiente o cápsula que contiene el material radiactivo, o se derrama una solución utilizada en una instalación de medicina nuclear, de radioinmunoanálisis o de investigación. Por lo general, estas situaciones no han dado lugar a accidentes serios y raramente han originado dosis altas de radiación. Excepto sin embargo, el accidente de Goiania en 1987, que si bien podría clasificarse dentro del grupo A, dio lugar a la contaminación de un centenar de personas y a que 4 de ellas murieran, y el ocurrido en México en 1986. Los accidentes del tipo A, presentan características particulares, que no ocurren en el caso de accidentes en instalaciones nucleares. Suelen involucrar a personal no entrenado para trabajar con material radiactivo, que desconoce sus características (forma de los equipos, símbolos, riesgos, etc.) y que, en consecuencia, es incapaz de asociar los efectos de la radiación en la salud. Otra característica de estos accidentes es que, en general, en el lugar de los hechos, no se dispone de especialistas en protección radiológica al momento del accidente. Esto hace que no se puedan adoptar acciones con la premura necesaria, para evitar que las personas continúen irradiándose. Los accidentes de los grupos B y C han tenido lugar, en la mayoría de los casos, en instalaciones licenciadas o autorizadas. El personal involucrado, generalmente conoce la existencia del material radiactivo en el lugar y posee algún conocimiento de protección radiológica. Las investigaciones realizadas por el Comité Científico de las Naciones Unidas que estudia las Radiaciones Atómicas muestran que, el 32% de los casos fatales ocurridos entre los años 1945 y 1987, inclusive los 29 muertos por sobreexposición provocados 241 por Chernobyl, se debieron a fuentes industriales. Estos accidentes están fuertemente dominados por la práctica de la gammagrafía industrial, la cual es una técnica no destructiva, utilizada para investigar la calidad de las soldaduras en cañerías, piezas de fundición y estructuras diversas. La Escala Internacional de Sucesos Nucleares y Radiológicos, llamada Escala INES, se emplea para comunicar al público de manera rápida y coherente la importancia desde el punto de vista de la seguridad de sucesos asociados a las fuentes de radiación. Abarca un amplio espectro de prácticas, incluidos los usos industriales como las radiografías, el empleo de fuentes de radiación en hospitales, las actividades en instalaciones nucleares y el transporte de materiales radiactivos. El uso de la escala INES, que permite analizar los sucesos derivados de todas estas prácticas desde una perspectiva adecuada, puede facilitar una comprensión común entre la comunidad técnica, los medios de comunicación y el público. La pirámide de esta escala se muestra en la siguiente figura: Figura 9.1 Escala Internacional de Procesos Nucleares “Escala INES”. El accidente en la central nuclear de Fukushima Daiichi, en marzo del 2011, tuvo inicialmente la clasificación preliminar de 5 en esta Escala Internacional de Sucesos Nucleares (INES).INES, la misma que luego de la valoración real mereció una reclasificación del accidente como nivel 7 (accidente grave) 9.3 CAUSAS DE ACCIDENTES Al analizar las causas de los accidentes con fuentes radiactivas, se observa que un factor predominante es la actitud negligente del responsable de la práctica o de la instalación. Algunas de las causas que han dado origen a los diversos accidentes son las siguientes: 242 En la operación de equipos de gammagrafía, la actitud negligente del responsable fundamentalmente se manifiesta por la violación de los procedimientos elementales para monitorear la posición de la fuente durante la operación y luego de finalizar los trabajos. En efecto, con mucha frecuencia se presentan situaciones de sobreexposición del operador, por creer éste, que la fuente se encuentra en su blindaje cuando en realidad aún permanece en el tubo guía. Accidentes más severos, se deben a la caída o pérdida de la fuente y su posterior manipulación por personas ajenas a la práctica de gammagrafía. En estos casos, también es determinante la actitud irresponsable del operador, que no verifica con un medidor de radiación que la fuente se encuentre en el interior del blindaje, antes de retirar el equipo del lugar de trabajo. Una falla muy común es el desenganche de la fuente, lo que da lugar a su caída y pérdida de la misma. En general, la causa que provoca estas situaciones es la falta de mantenimiento adecuado para controlar el desgaste progresivo del mecanismo de enganche. Solo en contadas oportunidades se observaron problemas de este tipo, debidos al diseño o falla de los materiales. Hay accidentes que ocurren a consecuencia de una serie de actos irresponsables, como por ejemplo la compra e introducción de fuentes radiactivas al país, sin autorización previa del organismo regulador, Subsecretaría de Control y Aplicaciones Nucleares, SCAN, del Ministerio de Electricidad y Energía Renovable, MEER Los requisitos de importación vigentes en el Ecuador, obligan a solicitar dicha autorización indicando entre otros: Licencia de Importación vigente en el campo que solicita la autorización; carta de solicitud de importación especificando el tipo de equipo y/o fuente emisora de radiación que va a importar y el destinatario final en el país el mismo que deberá presentar la copia de la licencia institucional del equipo y/o fuente a importar. Otros accidentes han sido provocados por errores durante la reparación o calibración de los equipos, básicamente de uso médico. En la mayoría de los accidentes ocurridos a nivel mundial, los errores humanos y la falta de conocimientos del personal involucrado han sido la causa principal. Esta es una de las razones para que la SCAN –MEER, exija como requisito indispensable, un vasto conocimiento en el área de Protección Radiológica, a toda persona que esté expuesta a radiaciones ionizantes durante su trabajo. 243 a. LECCIONES APRENDIDAS Tabla 9.1 Algunos accidentes con víctimas fatales en el período 1981 – 2011 Víctimas mortales Año Lugar Aplicación P.O.E. Público 1981 Oklahoma, EEUU Radiología Industrial 1 1982 Noruega Instalación de irradiación 1 1984 Marruecos Fuente perdida 8 1987 Goiania, Brasil Fuente de teleterapia 4 1989 San Salvador Instalación de irradiación 1 1990 Israel Instalación de irradiación 1 1990 Zaragoza, España Acelerador lineal 3 1990 China Fuente perdida 3 1991 Bielorusia Instalación de irradiación 1 2011 Japón Reactor Nuclear s/d s/d Las causas principales de los peores accidentes radiológicos, inclusive el de Goiania y probablemente de la gran mayoría, son errores humanos, algunos de ellos incomprensibles. (Tabla 9.I.) Deficiencias en los inventarios de las fuentes, falta de procedimientos documentados, falta de control durante el almacenamiento y abandono de fuentes, son las causas más comunes que conducen generalmente al robo, a la pérdida o a su extravío o daño y a la liberación de materiales radiactivos al ambiente. Considerando que los accidentes presentan aspectos comunes, tanto en las causas como en el comportamiento humano individual, se puede extraer del estudio de estos acontecimientos conclusiones importantes que garanticen una buena práctica de la Protección Radiológica y disminuyan la probabilidad de ocurrencia tanto de incidentes como de accidentes. Este constituye el objetivo fundamental de este breve análisis de los accidentes y emergencias radiológicas. En general, los accidentes con grandes consecuencias radiológicas están asociados a instalaciones nucleares de envergadura. Esto implica que la instalación donde ocurre el accidente dispone de un plan de emergencia, en Ecuador, no existen instalaciones como reactores nucleares o irradiadores industriales de gran actividad, sin embargo, aún para otras de menor categoría, el tener un Plan para Operación Normal y para Caso de Emergencias Radiológicas, es requisito para su licenciamiento), además de que exista en dicha instalación: infraestructura, personal especializado y equipamiento adecuado para poner en marcha dicho plan. La frecuencia de accidentes severos en gammagrafía es alta y ocurre independientemente del grado de desarrollo del país. La seguridad de los equipos de 244 gammagrafía industrial actualmente en uso, depende en gran parte del operador, y por otra parte, la seguridad intrínseca para evitar accidentes es muy pobre. En particular, debería introducirse en el diseño del equipo, sistemas que permitan verificar la posición segura de la fuente, sobre la base de la detección del campo de radiación, a fin de reducir ostensiblemente la probabilidad de falla humana. Paralelamente, las autoridades reguladoras de los diversos países, deberían revisar sus requerimientos para otorgar licencias de operación de gammagrafía industrial, frente a los numerosos casos de violación de procedimientos y negligencia observados. En particular, exigir un mayor nivel de conocimiento, y especificar claramente las obligaciones y penalidades a aplicarse a los infractores. En el medio hospitalario, la prevención de accidentes radiológicos está ligada a que se disponga de una adecuada protección radiológica. Ello se logra con una combinación de medidas técnicas y administrativas, cuya efectividad debe ser valorada. Por ejemplo, tanto en el accidente de Ciudad Juárez (México), como en el de Goiania (Brasil) ocurrido 4 años luego del primero, la pérdida de memoria administrativa, jugó un rol relevante en el desencadenamiento de los hechos. Al cabo de unos años, mucha gente relacionada con el depósito donde se almacenaba la fuente, desconocía su existencia y/o peligrosidad. En Diciembre del 2013, en México, una nueva fuente de Cobalto 60 fue hurtada conjuntamente con el camión que la transportaba hacia un repositorio, éste equipo fue desmantelado quedando la fuente expuesta, irradiando a varias personas, luego de un operativo conjunto entre la autoridad reguladora y las fuerzas civiles y militares correspondientes fue recuperada y está segura en el repositorio mexicano. Para evitar este tipo de accidentes, es fundamental que se limite el tiempo de almacenamiento de fuentes radiactivas en depósitos provisorios o locales no específicos, a fin de asegurar un adecuado control. También debería implementarse controles cruzados entre los organismos reguladores, particularmente entre países limítrofes, para que las instituciones estén informadas cada vez que se extiende una autorización para exportar o importar material radiactivo. En cuanto a la formación y entrenamiento de personal, es uno de los eslabones más importantes de la cadena de acciones que debe establecer el responsable de la institución. b. “ACCIDENTES” EN RADIODIAGNÓSTICO MÉDICO Sin dejar de lado todos estos aspectos, debemos dar mucha atención a los pequeños “accidentes” (entiéndase como PRACTICAS INADECUADAS) que ocurren a diario en los centros médicos que utilizan equipos de rayos X como medio de diagnóstico y que dependen casi exclusivamente del operador y/o propietario del equipo, como por ejemplo: 245 1. Repetición de placas, a consecuencia de: Líquidos de revelado en mal estado, determinación errónea de factores en el equipo, movimiento del paciente, operación del equipo por personal no calificado, etc. 2. Irradiación innecesaria al público, debido básicamente a: Blindaje deficiente de la instalación; presencia innecesaria de otra persona dentro de la sala de irradiación o cuando es necesario que permanezca ahí, pero no se le dota de los elementos de protección indispensables (mandil plomado), y sala de irradiación sin la señalización respectiva. 3. Falla de los equipos, generalmente por falta de un adecuado mantenimiento preventivo y control de calidad a todo nivel, de allí la necesidad de solicitar, dentro de los requisitos establecidos por la normativa vigente en la SCANMEER, un documento que certifique que existe un contrato de mantenimiento de estos delicados equipos. 4. Toma indiscriminada de radiografías, al considerar, entre otros parámetros, a la radiología como el primer y único medio de diagnóstico, pasando por alto el primero de los principios básicos de la protección radiológica (justificación de la práctica) y sin pensar en los riesgos a que se expone al paciente. 5. Irradiación de mujeres embarazadas, ocurre generalmente cuando la paciente desconoce su estado y por falta de comunicación con el operador del equipo. Podríamos enumerar muchos más, de ahí la importancia de la capacitación y concienciación del personal ocupacionalmente expuesto para que optimice sus procedimientos y se proteja a sí mismo, a sus pacientes y al público en general, y al ambiente que nos rodea. 9.4 ACCIDENTES Y SUS CONSECUENCIAS Las consecuencias de los accidentes son conocidas. Si se conserva la hermeticidad de las fuentes no es posible que las personas se irradien y que recursos importantes se paralicen total o parcialmente. La pérdida de hermeticidad de las fuentes y la liberación de material radiactivo provocan la contaminación de áreas que pueden resultar extensas, la contaminación de personas y la generación de un volumen considerable de desechos radiactivos. Para identificar adecuadamente los riesgos derivados de las fuentes e instalaciones y las consecuencias de los accidentes, en la tabla 9.2 se muestra la clasificación establecida por el OIEA (Organismo Internacional de Energía Atómica). 246 Tabla 9.2 Tipo de riesgo y caracterización de acuerdo con las consecuencias 0 Dosis habitual muy baja; ningún riesgo de contaminación; escenarios de accidentes despreciables. 1 Dosis habitual baja; riesgo despreciable de contaminación; riesgo despreciable para la salud en los sucesos más graves; normalmente sin consecuencias en cuanto a la exposición del público. 2 Dosis habitual baja; algún riesgo de contaminación; posibilidad de efectos en la salud del personal en el caso de las emergencias más graves; riesgo despreciable en cuanto a la exposición del público. 3 Dosis habitual entre baja y alta; riesgo de contaminación apreciable; posibilidad de efectos rápidos en la salud del personal en las emergencias más graves y posibilidad de exposición del público. 4 Reactores y/o ciclo del combustible. Para ilustrar mejor los problemas que pueden ocasionar estas fuentes, en la figura 9.2 se aprecia el rango característico de las actividades de las fuentes y el lugar que ocupan de acuerdo con la frecuencia de los accidentes y sus consecuencias. Figura 9.2 Rangos de actividad de algunas fuentes e importancia de los problemas que pueden ocasionar. Como se observa, a pesar de que las actividades de las fuentes empleadas en los irradiadores son más altas que las que se utilizan en medicina y en los medidores 247 industriales, su incidencia en los accidentes es menor, debido probablemente a las exigencias de su diseño. La causa de los problemas con los medidores nucleares evidentemente es su falta de control. Las fuentes de calibración y los productos de consumo tienen poca o ninguna importancia en relación con los accidentes. 9.5 PLANIFICACIÓN PARA EMERGENCIAS A pesar de que las instalaciones y equipos estén bien diseñados, hayan sido construidos correctamente, posean los sistemas de seguridad necesarios y sean operados por personal adecuadamente entrenado, no puede excluirse con absoluta certeza la posibilidad de sucesos que puedan conducir a una situación de emergencia. Debido precisamente a la potencialidad del riesgo, es que se elaboran planes y preparativos apropiados para situaciones de emergencia a nivel de institución, local y nacional. En el Ecuador la Subsecretaría de Control y Aplicaciones Nucleares del Ministerio de Electricidad y Energía Renovable, como autoridad reguladora, conjuntamente con la Secretaría de Gestión de Riesgos, institución que por la Constitución de la República del Ecuador, ejerce la rectoría de la gestión de riesgos en el país, cuentan con un Plan de Atención a Emergencias Radiológicas, PLAN RAD, el mismo que está vigente desde el 2003, al momento se está presentado el borrador del nuevo Plan de Emergencia Nacional el mismo que contiene las nuevas recomendaciones del Organismo Internacional de Energía Atómica: “Protección Radiológica y Seguridad de las Fuentes de Radiación: Normas Básicas Internacionales de Seguridad” aprobadas en el 2012. Los planes de emergencia a nivel de cada institución que opera con fuentes de radiación de categorías III y IV, indicadas en la tabla de Categorías de Amenaza mostrada más adelante, requieren de un Plan de Operaciones Normales y para Casos de Emergencia, los cuales deben contemplar los sucesos que pueden tener lugar durante el empleo de fuentes de radiación y material radiactivo de uso médico, industrial y comercial, aunque la magnitud y características de estos sucesos dependen de la instalación en cuestión, de su ubicación y de las circunstancias en que se produzcan las emergencias y por lo tanto, deberán ser evaluados a priori, para cada fuente y situación específica. También deben analizarse los accidentes que pueden tener lugar cuando se transportan fuentes, en los que generalmente se involucra el público y que pueden tener consecuencias en zonas más o menos extensas. 248 249 Figura 9.3 Categorías de Amenaza. Fuente: Organismo Internacional de Energía Atómica. Preparación y Respuesta a Situaciones de Emergencia Nuclear o Radiológica En un accidente radiológico, las acciones urgentes deben estar dirigidas básicamente a: Evitar que las personas reciban dosis altas y, Poner bajo control el material radiactivo y el lugar donde se desarrolló la emergencia. Según los Requisitos de Seguridad establecidos en GS-R-2, para la Preparación y Respuesta se tienen como objetivos: Recuperar el control de la situación Tomar acciones de mitigación en el lugar Prevenir efectos determinísticos Dar los primeros auxilios y tratar los daños por radiación Reducir razonablemente los efectos estocásticos Limitar razonablemente los efectos no radiológicos Proteger razonablemente el ambiente Preparar razonablemente la reanudación de las actividades normales Para lograr estos objetivos, durante la elaboración del plan de emergencia es necesario definir las personas que integran la organización encargada de coordinar las acciones de respuesta, su responsabilidad y autoridad; los recursos disponibles para el monitoreo individual, y protección de las personas y del área; las personas encargadas de la medición, evaluación de dosis, primeros auxilios y reparaciones de urgencia; los 250 procedimientos a seguir para adoptar medidas protectoras o reparadoras y finalmente los canales, vías de comunicación e información a brindar. Entre los recursos que debe contemplar el plan no debe faltar lo necesario para restablecer el control sobre la fuente y para evaluar las consecuencias de todos los sucesos postulados como posibles. Dentro de este plan también deberán constar los convenios firmados con instituciones de operaciones de socorro del país como Cruz Roja, Bomberos, Policía Nacional, 911, etc. Dentro de las comunicaciones al público, deberán constar los diferentes estados de alerta que maneja la Secretaría Nacional de Gestión de Riesgos. Figura 9.4 Estados de Alerta. a. CLASIFICACIÓN DE LOS ACCIDENTES Desde el punto de vista de “planificación”, es útil clasificar los accidentes de acuerdo a su severidad, en otras palabras, de acuerdo a la magnitud de sus consecuencias: Entre las posibles clasificaciones tenemos: 1. Por la Extensión Geográfica de las Consecuencias: Nivel 1- Consecuencias limitadas a una habitación, laboratorio o edificio. Nivel 2- Consecuencias limitadas al perímetro de la Instalación. Nivel 3- Consecuencias significativas fuera del perímetro de la Instalación. Nivel 4- Consecuencias que pueden tener un efecto trans - fronterizo. 2. Por las Consecuencias Radiológicas: Contaminación Ambiental. Contaminación interna y/o exposición externa. Situación potencialmente significativa por la dosis colectiva producida. 251 3. Con respecto al Cuidado y Atención Médica: Accidentes sin complicación: se consideran las irradiaciones suministradas por fuentes externas en el rango de 0.05 hasta varios Gy. Las personas afectadas pueden ser tratadas en cualquier hospital. Accidentes con complicación: son aquellos que provocan en las personas expuestas, además de las lesiones físicas, químicas o térmicas (fracturas, cortaduras, quemaduras, etc.); lesiones que deben ser tratadas de inmediato. Accidentes con contaminación: La contaminación con sustancias radiactivas es un problema mayor. Puede estar asociada con exposición externa y otras lesiones. El tratamiento solamente es posible en hospitales apropiados. Accidentes con incorporación: es decir cuando se ha producido la inhalación, ingestión o incorporación de material radiactivo, por cualquier vía. b. MEDIDAS DE PROTECCIÓN En términos muy generales podemos indicar que las medidas protectoras más probables de ser implementadas en un accidente que involucre fuentes médicas e industriales, son las siguientes: Delimitación del área afectada y su señalización. Control de acceso y egreso del área afectada. Evacuación de las áreas con altas tasas de dosis. Descontaminación de los individuos. Atención médica a los sobreexpuestos y Control de alimentos y agua. La implementación de tales medidas debe ser planificada por el responsable de la práctica o de la instalación. Sin embargo, teniendo en cuenta que muchos accidentes ocurren sin la presencia del responsable de la fuente en el lugar, la autoridad reguladora debe estar adecuadamente preparada para intervenir. En una emergencia, un factor fundamental es la rapidez con que se ponga en el lugar un especialista que adopte medidas urgentes: por lo tanto, es esencial el traslado rápido de un especialista hasta el lugar de la emergencia y el tener identificados en la etapa de planificación, los mecanismos disponibles. Cuando se prevé utilizar para este fin 252 organizaciones públicas, como policía, ejército, defensa civil, etc., deben establecerse acuerdos formales con las instituciones involucradas y durante la planificación, prever ejercicios periódicos de aplicación de dichos acuerdos. La preparación requerida para actuar en una emergencia debe basarse en un programa de entrenamiento para el personal de los grupos y organizaciones que intervendrán en la misma y en la realización de ejercicios de aplicación del plan. Es fundamental disponer de personal con conocimientos suficientes para evaluar la situación accidental y adoptar las medidas correctivas y protectoras necesarias. El grado de eficacia que se alcance dependerá del nivel de capacitación que posean quienes toman las decisiones en ese momento. Se debe prever un grupo pequeño pero interdisciplinario, con buenos conocimientos de física, de seguridad radiológica y de manejo de personas sobreexpuestas A continuación se presentan las Tarjetas de Medidas de Respuesta, tomadas del Manual para Primeros Actuantes ante Emergencias Radiológicas a ser utilizadas por los diferentes respondedores ante una emergencia radiológica, es recomendable fotocopiarlas y recortarlas Clase de emergencia: Conjunto de sucesos que requieren una respuesta inmediata similar en situaciones de emergencia. Término utilizado para comunicar a las organizaciones de respuesta y al público el nivel de respuesta necesario. Los sucesos comprendidos en una clase de emergencia determinada se definen en función de los criterios específicos aplicables a la instalación, la fuente o la práctica que, si se exceden, indican la necesidad de clasificarlos en el nivel establecido. Para cada clase de emergencia se definen previamente las medidas iniciales de las organizaciones de respuesta. Clasificación de emergencias: Proceso por el que un funcionario autorizado determina la clase de emergencia a la que pertenece un suceso, a fin de declarar el nivel de emergencia aplicable. Tras la declaración de la clase de emergencia, las organizaciones de respuesta inician las medidas de respuesta previamente definidas para esa clase de emergencia. 253 Figura 9.5 Medidas del comandante de la fuerza de respuesta a una emergencia radiológica general Figura 9.6 Medidas del comandante de la fuerza de respuesta a una emergencia radiológica relacionada con una fuente perdida o robada 254 Figura 9.7 Medidas de todos los primeros actuantes ante una emergencia radiológica Figura 9.8 Medidas del hospital ante una emergencia radiológica 255 Figura 9.9 Indicaciones de una posible emergencia radiológica y de una fuente peligrosa Figura 9.10 Zona interior acordonada (perímetro de seguridad) para una emergencia radiológica c. ENTRENAMIENTOS Se debe establecer además, un programa de entrenamiento para todas las personas involucradas en el control de la emergencia. Los aspectos principales de ese programa son los siguientes: 256 Principios generales de Protección Radiológica. Principales procedimientos de emergencia. Instrumentos y equipos. Organización y responsabilidades. El programa debe contemplar los diferentes roles previstos para el personal y debe ser dictado a dos niveles: para el personal que deberá tomar decisiones y para los ejecutores de las tareas. d. SIMULACROS Una parte importante de un plan de emergencia son los simulacros previstos para ejercitar la respuesta frente a diferentes situaciones accidentales postuladas. Los ejercicios y los accidentes postulados dependerán del tipo de instalación de que se trate. Los objetivos de los ejercicios deben ser: Identificar acciones equivocadas de las personas que intervienen y el mal funcionamiento de los equipos, de manera de poderlos corregir adecuadamente. Familiarizar a las personas involucradas con lo que ocurriría en una situación real, con los procedimientos de emergencia y con el uso de los equipos. La periodicidad de estos ejercicios debe ser tal, ni tan espaciados, que los involucrados hayan olvidado el ejercicio anterior, ni tan frecuentes, como para que no lo tomen seriamente. Una frecuencia anual o bianual resulta razonable en la mayoría de los casos. 9.6 INTERVENCIÓN Se denominan “intervenciones” a las actividades humanas cuyo fin es reducir la exposición a la radiación existente, o la probabilidad de sufrir una exposición que no sea parte de una práctica controlada. Las situaciones que requieren intervención son aquellas en las que no es factible actuar sobre las causas que generan la exposición, pero sí tomar acciones para reducir las dosis de radiación que tales personas reciban. 257 Situaciones típicas en las que es aplicable el concepto de intervención son: Ciertos casos de exposición natural. Exposiciones provocadas por accidentes. BASES DE LA INTERVENCIÓN: A las acciones de intervención son aplicables los criterios de justificación y optimización de dosis. En este caso, justificación significa que hay que intervenir solo si el beneficio (dosis de radiación que logra evitarse) es mayor que el perjuicio que pueden ocasionar las acciones que deban tomarse para ello. La optimización consiste en decidir sobre el método, alcance y duración de dichas acciones, para conseguir el máximo beneficio neto. Cuando se toma una decisión, los procesos de justificación y optimización aplicados a la acción protectora se considerarán juntos. Dicho de modo más sencillo, la diferencia entre inconvenientes y beneficios debe expresarse en los mismos términos, y debe ser positiva para la acción protectora adoptada, por ejemplo costos, incluidos los costos sociales y el factor de ansiedad creado. Los límites de dosis previstos para las prácticas planificadas no son aplicables a las situaciones de intervención, de ahí se deduce la imposibilidad de definir niveles cuantitativos de intervención que sean aplicables en cualquier circunstancia. En cambio, la adopción de niveles de intervención, constituye una guía útil para tomar rápidamente decisiones sobre la conducta a seguir. Estos niveles se correlacionan con el tipo de acciones que corresponde adoptar en situaciones accidentales, según la gravedad de la misma, considerando el grado de perturbación asociado con las posibles medidas de intervención. En la tabla 9.3, tomada de la Colección de Normas de Seguridad del OIEA N° GSR Parte 3 (Interim), Protección Radiológica y Seguridad de las Fuentes de Radiación: Normas Básicas Internacionales de Seguridad, figuran los criterios genéricos relativos a las dosis agudas para las que cabe prever la aplicación de medidas protectoras y otras medidas de respuesta bajo cualesquiera circunstancias a fin de evitar o reducir al mínimo los efectos deterministas graves. 258 Tabla 9.3 Criterios genéricos relaticos a la dosis agudas para la que cabe prever la aplicación de medidas protectoras y otras medidas de respuesta bajo cualesquiera circunstancias a fin de evitar o reducir al mínimo los efectos deterministas graves En la tabla 9.4 tomada de la mista cita bibliográfica anterior, se presentan los valores de orientación para limitar la exposición de los trabajadores de emergencias. 259 Tabla 9.4 Valores de orientación para limitar la exposición de los trabajadores de emergencias RIESGOS PARA EL PÚBLICO Se considera “peligrosa” una cantidad de materiales radiactivos si ésta puede causar lesiones permanentes o provocar inmediatamente la muerte si no se gestiona en condiciones de seguridad y su contención no es segura. Las lesiones permanentes pueden ser, entre otras, quemaduras que requieran cirugía y lesiones debilitantes en las manos. Lesiones provisionales pueden ser el enrojecimiento e irritación de la piel y cambios provisionales en la composición de la sangre. Se considera que las exposiciones pueden causar la muerte de inmediato si originan lesiones en los tejidos u órganos que se conviertan en letales en algunos años como máximo. Las exposiciones que pueden causar la muerte de inmediato: Se derivan normalmente de dosis de radiación muy altas recibidas en un período de horas a meses debido a la presencia cercana de cantidades peligrosas de material sin blindaje, como por ejemplo, una fuente peligrosa colocada en un cajón cerca de la cama. Se producen en raros casos por haber comido o bebido de manera inadvertida (o inhalado si se está muy cerca) pequeñas cantidades de material 260 dispersable, por ejemplo, si alguien abre el contenedor de una cantidad peligrosa de material radiactivo en forma dispersable. También son dispersables los polvos, gases y líquidos, y los materiales pirofóricos volátiles, combustibles y solubles en agua. Podrán producirse por la “inhalación” de materiales radiactivos presentes en un penacho proveniente de un incendio o explosión (p. ej., de un dispositivo de dispersión radiológica). Cabe señalar que es posible que sea peligrosa una fracción diminuta (p. ej., 1/100) de los valores D indicados en las normas. Ello podría suceder en el caso de una ingestión intencional de material radiactivo o de la exposición intencional de una persona a una fuente radiactiva. AVISOS Y/O INSTRUCCIONES PARA EL PÚBLICO En la presente sección se incluyen avisos/instrucciones típicos para el público ante diversas emergencias radiológicas. En una emergencia radiológica relacionada con una posible exposición del público, éste debería recibir (según proceda) el siguiente asesoramiento: Los que hayan abandonado el lugar de la emergencia sin haber sido evaluados o asesorados en cuanto a las medidas que tendrían que adoptar con posterioridad, no deberán fumar, comer, beber o colocar las manos cerca de la boca hasta que se las hayan lavado; deberán ducharse y cambiarse de ropa, si es posible, y colocar su ropa en una bolsa plástica y guardarla; y acudir al lugar especificado para ser evaluados y recibir instrucciones; Los que hayan transportado una o varias víctimas deberán acudir al lugar especificado para la monitorización individual y de los vehículos. Si se pierde o roba una fuente peligrosa, el público debería recibir (según proceda) la siguiente información: 1. Fecha y lugar de la pérdida de control de la fuente; 2. La organización estatal que dirige la respuesta; 3. Los detalles de la solicitud de ayuda para hallar este artículo peligroso; 4. Una descripción y, si es posible, una ilustración o dibujo del artículo; 5. Asesoramiento en el sentido de que: 261 el artículo es muy peligroso y si se encuentra no debe tocarse, y nadie debe permanecer a menos de 10 metros de él; las personas que consideren que puedan haber visto el artículo deben notificarlo a la Subsecretaría de Control y Aplicaciones Nucleares del Ministerio de Electricidad y Energía Renovable, SCAN-MEER: las personas que puedan haber tocado el artículo o haberse encontrado cerca de él deben comunicarse con la SCAN-MEER. Los facultativos médicos deberían ser alertados de la posibilidad de que se puedan presentar pacientes con síntomas de exposición a la radiación (p. ej., quemaduras sin causa evidente, es decir, la persona no recuerda haberse quemado). También se pide a los comerciantes de chatarra que estén alertas. 262 Figura 9.11 Información de la SCAN 263 9.7 BIBLIOGRAFÍA 1. IAEA, “IAEA. Response and Assistance Network”. EPR-ERNET. Viena, (2010). 2. IAEA. Generic Procedures for Assessment and Response during Radiological Emergency” IAEA-TECDOC 1162, (2000). 3. IAEA. “Joint Radiation Emergency Management Plan of the International Organizations” Emergency Preparedness and Response. EPR-JPLAN (2013) p. 55 (and 5 Appendices). 4. IAEA. “Diagnosis and Treatment of Radiation Injuries”. Safety Reports Series No. 2, (1998). 5. IAEA. “EPR MEDICAL 2005 Generic procedures for medical response during a nuclear or radiological emergency”. (IAEA and WHO), (2005) 6. OIEA. “Método para Elaborar Disposiciones de Respuesta a Emergencias Nucleares o Radiológicas”. EPR-METHOD 2003. Viena, (2009). 7. OCAH OIT OIEA FAO OMS OPS. Disposiciones de Preparación para Emergencias Nucleares o Radiológicas. Guía de seguridad Nº GS-G-2.1. Viena, (2010). 8. ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA VIENA. OIEA/OCDE.INES. ESCALA INTERNACIONAL DE SUCESOS NUCLEARES Y RADIOLÓGICOS. MANUAL DEL USUARIO. EDICIÓN DE 2008. wwwpub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/INES-2008-S_web.pdf. Viena, (2010) 9. OIEA/ CTIF/OPS/OMS. Manual Para Primeros Actuantes ante Emergencias Radiológicas, EPR-PRIMEROS ACTUANTES (2007). Viena, (2007) 10. OIEA, FAO, IAEA, ILO, OECD, PAHO and WHO. PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Y SEGURIDAD DE LAS FUENTES DE RADIACIÓN: NORMAS BÁSICAS INTERNACIONALES DE SEGURIDAD. Viena (2011). 264 CAPÍTULO 10 10. REGLAMENTO DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA REGISTRO OFICIAL CONSEJO SUPREMO DE GOBIERNO REGLAMENTO DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA EXPOSICIÓN DE MOTIVOS La energía atómica es un patrimonio científico técnico de la civilización moderna cuyos usos pacíficos en medicina, agricultura, industria, investigaciones científicas y muchos otros campos, envuelven un riesgo tanto somático como genético. La exposición a radiaciones ionizantes es un serio problema de salud en el Ecuador, razón por la cual es necesario reglamentar y controlar las actividades que envuelven exposición potencial a las mismas. Los efectos de la radiación en el ser humano pueden ser beneficiosos o perjudiciales, dependiendo de que las maquinas generadoras y emisoras de radiación, así como los isótopos radiactivos, sean utilizados o no en forma apropiada. La naturaleza y el carácter acumulativo de las radiaciones ionizantes pueden producir efectos nocivos inquietantes desde el punto de vista de la salud, como cáncer, y también mutaciones genéticas que afectarían inclusive a generaciones futuras. El Ecuador no dispone de un documento legal que permita regular y ejercer el control del buen uso de las radiaciones ionizantes y asegure a usuarios, a miembros del público que puedan estar directa o indirectamente expuestos a esta clase de radiaciones y a la población en general, que su empleo se realice sin riesgos. Esto se reconoce en los ambientes especializados del país y surge también de un estudio realizado por la Comisión Interamericana de Energía Nuclear de la Organización de los Estados Americanos sobre las medidas jurídicas relativas a la seguridad radiológica y protección en los usos pacíficos de la energía nuclear adoptadas en Latinoamérica, Estados Unidos y otros países y regiones del mundo. Conociendo la magnitud de este problema y disponiendo del personal científico y técnico especializado y del equipo requerido para su ejecución, la Comisión Ecuatoriana de Energía Atómica concibe a nivel nacional el presente Proyecto de Reglamento de Seguridad Radiológica basado en las disposiciones vigentes enunciadas a continuación: 265 a. Código de Salud. CAPÍTULO IV, Artículo 37-44, "De las Radiaciones Ionizantes" (1971) b. Convenio No 115 suscrito por el Gobierno Nacional y la Organización Internacional de Trabajo O.I.T. relativo a la protección contra las Radiaciones en vigencia desde el 10 de mayo de 1972. c. Ley de .a Comisión Ecuatoriana de Energía Atómica, expedida por Decreto Supremo No. 3306 en vigencia desde el 23 de marzo de 1979. d. Tratado de Salvaguardias Nucleares suscrito en México el 2 de Octubre de 1974, en vigencia desde el 14 de febrero de 1975. e. Ley de Prevención y Control de la Contaminación Ambiental, expedida por Decreto Supremo No. 374, en vigencia desde el 31 de mayo de 1976, CAPÍTULO IV, Artículo 10, letra h. El contenido de este Reglamento está fundamentado en las recomendaciones internacionales dadas por el Organismo Internacional de Energía Atómica y la Comisión Internacional de Protección Radiológica, así como en las sugerencias expresadas por los Ministerios de Salud Pública, de Trabajo y Bienestar Social, el Instituto Ecuatoriano de Seguridad Social y las Sociedades Ecuatorianas de Radiología, de Biología y de Medicina Nuclear y de Oncología y Ciencias Afines. Conociendo que el país tiene la responsabilidad básica de promover y crear condiciones favorables para mejorar el nivel de salud de su población y confiando en que las autoridades nacionales comprendan la necesidad de proteger contra los efectos nocivos de las radiaciones a los usuarios y al público en general, la CEEA pone a consideración el presente Reglamento cuya adopción oficial permitirá al Ecuador contar con un programa de control de radiaciones que cubra las necesidades del país en esta materia. Nº 3640 EL CONSEJO SUPREMO DE GOBIERNO, Considerando: Que el objetivo de este Reglamento es proteger contra los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes a la población del país, en general, y en particular a las personas que trabajan con dichas radiaciones; Que la Ley Constitutiva de la Comisión Ecuatoriana de Energía Atómica, expedida por Decreto Supremo No. 3306, de 8 de marzo de 1979, publicado en el Registro Oficial No. 798, de 23 de marzo de 1979, manifiesta en el artículo 10, letra g, que ésta Entidad se obliga a reglamentar la producción, adquisición, transporte, importación, exportación, 266 utilización y manejos de elementos fértiles, fisionables y radioactivos, así como de los radioisótopos artificiales importados o producidos en el país y de las maquinas generadoras de radiaciones ionizantes; y, En uso de las atribuciones que se halla investido DECRETA El siguiente Reglamento de Seguridad Radiológica: DEFINICIONES 1. ABSORBENTE: él. Material que atenúa la cantidad de radiación que incide sobre 2. ABSORCIÓN: Proceso por el cual, la radiación entrega parte o toda su energía al material que atraviesa. 3. ACTIVIDAD: Número de transformaciones nucleares que tienen lugar en una cantidad de material en un intervalo determinado de tiempo 4. ÁREA RESTRINGIDA: Un área definida en la cual la exposición ocupacional del personal a la radiación está bajo la supervisión de un oficial de Seguridad Radiológica. 5. ÁREA DE RADIACIÓN: Área restringida, en la cual el nivel de radiación es tal que la mayor parte del cuerpo humano puede recibir en una hora una dosis mayor de cinco milirem (5 mrem/h) o en una semana de trabajo de 40 h una dosis mayor de cien milirem (100 mrem/semana) 6. ÁREA DE ALTA RADIACIÓN: Área restringida, en la cual el nivel de radiación es tal que la mayor parte del cuerpo humano puede recibir en una hora una dosis debida a exposición externa mayor de cien milirem (100 mrem/h). 7. CAPA HEMIRREDUCTORA: Espesor de un determinado material que reduce a la mitad la exposición debida a un haz de radiación. 8. COLIMADOR: determinada. Dispositivo que restringe el haz útil de radiación a un área 9. CUBIERTA PROTECTORA DEL TUBO DE DIAGNOSTICO DE RAYOS X: Cubierta construida de forma que la radiación de escape, medida a una distancia de un metro del foco de emisión de Rayos X, no exceda de cien miliroentgen en una hora (100 mR7h) cuando el tubo está funcionando al máximo de corriente y al máximo de potencial característico del tubo. 10. CUBIERTA PROTECTORA DEL TUBO TERAPÉUTICO: Cubierta construida de forma que la exposición promedio de la radiación de escape en un área 267 de diez por diez centímetros (10 x 10 ) a una distancia de un metro (1 m ) de la fuente, no exceda de un Roentgen en una hora (1 R/h) cuando el tubo esté funcionando al máximo de corriente y al máximo de potencial característico del tubo. 11. CURIE: Unidad de medida de radiactividad. Un Curie (1 Ci), es la cantidad de material radiactivo que se desintegra a razón de 3.7 x 1010 desintegraciones por segundo (dps). Submúltiplos del Curie usados corrientemente son el milicurie (mCi) equivalente a 3.7 x 10 7 dps y el microcurie (uCi) equivalente a 3.7 x 10 4 dps. 12. DESINTEGRACIÓN NUCLEAR: Transformación nuclear espontánea caracterizada por la emisión de energía y/o masa del núcleo. 13. DIAFRAGMA: Artefacto o mecanismo con una abertura central colocada en forma tal que restringe el haz útil al área apropiada en el punto de interés. 14. DOSIS (DOSIS ABSORBIDA): Energía cedida por la radiación ionizante a la unidad de masa del material irradiado. 15. DOSIS EQUIVALENTE: Dosis definida en términos del efecto biológico producido. Es igual a la dosis absorbida en (rad) multiplicada por un factor (factor de calidad) que depende del tipo de radiación. El factor de calidad se define de modo que una misma dosis equivalente de diferentes radiaciones, produzca el mismo efecto biológico. 16. DOSIS MÁXIMA PERMITIDA: Es la mayor dosis que puede recibir una persona en un período de tiempo especificado y que, en base a los actuales conocimientos, se acepta que no produce daño somático o genético apreciable. 17. DOSÍMETRO: Instrumento que permite evaluar una dosis absorbida, medir una exposición o cualquier otra magnitud radiológica. 18. EQUIVALENTE EN ALUMINIO O EN PLOMO DE UN MATERIAL: Espesor de aluminio o plomo que causa idéntica atenuación, bajo las mismas condiciones de irradiación que el material en cuestión. 19. EXPOSICIÓN: Magnitud física que caracteriza la ionización producida en el aire por la radiación X o gamma. 20. FILTRACIÓN INHERENTE: Filtración permanente del haz útil de radiación debida a la ventana del tubo de Rayos X o cualquier envoltura permanente del tubo o la fuente radiactiva. 21. FUENTE RADIACTIVA ABIERTA: Fuente de radiación constituida por material radiactivo que está en contacto con el ambiente en que se encuentra. 22. FUENTE RADIACTIVA SELLADA: Fuente de radiación constituida por material radiactivo, que se encuentra permanentemente encerrado en una cápsula o molde diseñado para evitar su liberación y dispersión bajo las condiciones más severas que puedan darse durante su uso y manejo normal. 268 23. HAZ ÚTIL DE RADIACIÓN: Radiación que pasa a través de la ventana , apertura, cono o cualquier otro artefacto de colimación de la cubierta protectora del tubo de Rayos X o fuente radiactiva, llamado también “HAZ PRIMARIO”. 24. INSPECTOR DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA: Funcionario de la Comisión Ecuatoriana de Energía Atómica, (CEEA), encargado de llevar a cabo reconocimientos e inspecciones de fuentes radiactivas, máquinas de radiación y locales donde están instaladas, con el propósito de evaluar los riesgos de radiación y las técnicas de seguridad aplicadas. Su función incluye asesorar sobre las medidas de protección contra la radiación y velar por el cumplimiento de las normas del presente Reglamento. 25. ION: Átomo o molécula que, por pérdida o ganancia de uno o más electrones ha adquirido una carga eléctrica neta. 26. IONIZACIÓN: Proceso por el cual un átomo neutro o molécula adquiere una carga positiva o negativa. 27. ISÓTOPOS: Nucleídos caracterizados por el mismo número atómico (Z) y, por tanto, pertenecen al mismo elemento químico , pero que difieren entre sí en el número másico (A). 28. KILOVOLTIO PICO (kVp): Valor máximo en Kilovoltios del potencial de un generador pulsante. 29. LICENCIATARIO: Persona a quien la CEEA ha otorgado licencia para trabajar con máquinas y/o fuentes de radiación. 30. MAQUINA DE RADIACIÓN: Aparato que produce radiación, por cualquier proceso físico, natural o artificial diferente de la emisión radiactiva espontánea. 31. MATERIAL RADIACTIVO: radiación espontáneamente. Material sólido, líquido o gaseoso que emite 32. MONITOREO: Apreciación de la tasa de radiación en un lugar con fines de protección radiológica. 33. NUCLEÍDO: Conjunto de átomos que tienen núcleos con igual número atómico (Z) y másico (A). 34. OFICIAL DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA: Persona reconocida por la CEEA como responsable de la aplicación de las normas de seguridad radiológica de una institución o laboratorio. Debe contar con la autorización correspondiente de la CEEA para desempeñar su función en el lugar en cuestión. 35. PERIODO DE DESINTEGRACIÓN: Tiempo requerido para que una substancia radiactiva pierda el 50% de su actividad por decaimiento. 36. RAD: Unidad de dosis absorbida de radiación. Un (1) rad corresponde a la absorción de cien ergios por gramo de material (100 erg/g). 269 37. RADIACIÓN: Energía o partículas materiales que se propagan a través del espacio. 38. RADIACIÓN DISPERSA: Radiación originalmente presente en el haz útil que, al atravesar la materia, se desvía y deja de formar parte de él. 39. RADIACIÓN DE ESCAPE: Radiación proveniente del interior de la cubierta protectora del tubo o fuente que no forma parte del haz útil. 40. RADIACIÓN IONIZANTE: Radiación electromagnética o corpuscular capaz de producir directa o indirectamente iones al atravesar la materia (por ejemplo : Rayos X, Rayos Gamma partículas alfa y beta, electrones de alta velocidad, neutrones, protones y otras partículas nucleares). 41. RADIACTIVIDAD: Propiedad de ciertos nucleídos de emitir espontáneamente partículas, núcleos atómicos o radiación electromagnética. 42. RADIOMETRÍA: Resultado de la medida radiológica de un área, efectuada con un instrumento adecuado. 43. RADIONUCLEIDOS: Nucleídos radiactivos. 44. REM: Unidad de dosis equivalente. Un rem corresponde a: a. Una dosis absorbida de un (1) rad de radiación X, o gamma o beta. b. Una dosis de un décimo (0.1) de rad de neutrones o protones de alta energía c. Una dosis de cinco centésimas (0.05) de rad de partículas más pesadas que los protones. 45. ROENTGEN: Unidad de exposición igual a 2.58 x 10-4 Coulombio por kilogramo (C/kg) de aire. 46. TASA DE DOSIS O EXPOSICIÓN: Relación entre el incremento que la dosis o exposición de radiación experimenta y el intervalo de tiempo en que se ha producido dicho incremento. 47. TRIMESTRE: Cada período de trece semanas consecutivas, contando el primero de ellos a partir del primer lunes del año. 270 TÍTULO PRIMERO De la Protección Contra la radiación CAPÍTULO I LIMITES DE DOSIS Art. 1.- Dosis máxima permitida para personas ocupacionalmente expuestas.No se podrá usar fuentes de radiación que den lugar a que una persona ocupacionalmente expuesta, reciba una dosis de radiación en exceso de los límites especificados a continuación. a) Para irradiación externa: ÓRGANO DOSIS MÁXIMA PERMITIDA Cuerpo entero, gónadas, 5 rem /año Médula ósea. 3 rem/trimestre Hueso, piel de todo el cuerpo 30 rem/año Tiroides 15 rem/trimestre Manos, antebrazos, pies 75 rem/año Tobillos 40 rem/trimestre Todos los otros órganos 15 rem/año 8 rem/trimestre. Exceptuase de esta tabla al personal femenino en edad reproductiva, quien no puede recibir más de 1.25 rem/ trimestre y la mujer en estado de gravidez, quien no podrá recibir más de 1 rem durante todo el período de embarazo. b) Para irradiación interna.- Los valores de incorporación máxima permitida anualmente son los indicados en la Tabla Nº 1. Si se tratara de la incorporación de una mezcla de radionucleidos en proporciones conocidas, deberá cumplirse que la suma de las fracciones de las cantidades incorporadas calculadas en base a los valores correspondientes indicados en la Tabla N. 1 sea igual o menos que uno (1). Si se tratara de mezcla de radionucleidos determinados en proporciones desconocidas, el máximo permisible para la mezcla será el correspondiente al radionucleido integrante de la mezcla de menor valor permisible de incorporación . Sin perjuicio del cumplimiento de este literal podrá aceptarse que en un trimestre, el personal incorpore material radiactivo en cantidad de hasta la mitad de los límites anuales fijados, exceptuándose el personal femenino en edad reproductiva, para 271 quienes está limitada la incorporación del material radiactivo a la cuarta parte de los límites anuales fijados. NOTA.- Las dosis especificadas en este artículo no comprende las dosis resultantes del fondo natural de radiación ni las que puede recibir una persona por exámenes o tratamientos médicos que involucren el uso de radiaciones ionizantes. Art. 2.- Dosis máxima permitida para la población en general.- La dosis de radiación que puede recibir la población en general por irradiación externa, no deberá exceder el diez por ciento (10%), de los valores especificados en el literal a) Art. 1 Se exceptúa la tiroides de personas menores de 16 años, cuya dosis no deberá exceder de 150 mrem/año. Para irradiación interna, los valores límites anuales de ingestión e inhalación de material radiactivo, son los indicados en la tabla N. 2. Para la incorporación de mezclas de radionucleidos, se seguirá un criterio igual al establecido en el literal b) Art. 1. Art. 3.- Exposición de menores de edad.- Se prohíbe el trabajo de personas menores de 18 años de edad en áreas de radiación. CAPÍTULO II PROCEDIMIENTOS PREVENTIVOS Art. 4.- Inspecciones de reconocimiento.- Todo Licenciatario está obligado a solicitar a la CEEA que se realicen las inspecciones de reconocimiento para verificar el cumplimiento de las disposiciones de este reglamento. Una inspección anual, por lo menos será obligación de parte de la CEEA, la cual se acreditará con el certificado correspondiente. Art. 5.- Control de dosimetría personal.- Todo Licenciatario está obligado a usar detectores de control de dosimetría personal adecuados, como dosímetros de bolsillo, dosímetros de película o dosímetros termoluminiscentes. La portación de estos dosímetros es obligatorio dentro de un área restringida. Art. 6.- Etiquetas, Símbolos y Señales de Precaución.- El símbolo de radiación internacional es el adoptado en este reglamento y consiste en 3 hojas en forma de trébol, de color magenta o púrpura sobre fondo amarillo. 272 Además de este símbolo, deberán añadirse las señales de precaución correspondientes a cada área donde se genere o emita radiación; así mismo, todo envase de material radiactivo deberá llevar una etiqueta que identifique a una fecha determinada sus características : Nombre del radioisótopo, período de semidesintegración, actividad o tasa de exposición. CAPÍTULO III NOTIFICACIONES Y REGISTROS Art. 7.- Notificación del Empleador a sus Trabajadores.- El empleador está obligado a lo siguiente: a. Informar a las personas que trabajen en un área restringida sobre la existencia de radiación y sobre los problemas de seguridad asociados con la exposición a dicha radiación, así como las precauciones y procedimientos que se deben tomar para reducir la dosis de radiación. Deberá además, instruir a dichas personas sobre las disposiciones de este Reglamento; b. Informar trimestralmente al personal la dosis de radiación recibida durante su tiempo de trabajo, evaluada por el dosímetro personal: c. Exhibir o mantener disponible la licencia otorgada por la CEEA, tanto al personal como a la Institución , así como el certificado de inspección de las fuentes y máquinas de radiación; y, d. Proporcionar al personal copias del FORMULARIO INSTRUCTIVO DE NORMAS DE PROTECCIÓN CONTRA LA RADIACIÓN, elaborado por la CEEA y asegurarse de que se le instruya sobre sus deberes y derechos. Art. 8.- Notificación del Usuario a la CEEA.- El usuario estará obligado a notificar a la CEEA sobre lo siguiente: a. La adquisición de radioisótopos y máquinas generadoras de radiación; y, b. El uso mensual de cada entrega de radioisótopos recibidos del importador. Art. 9.- Registros.- El empleador está obligado a lo siguiente; a. Llevar registros personales de cada trabajador profesionalmente expuesto en áreas controladas, en las que constará: 1. La licencia de trabajo 2. La índole de las tareas que realiza 3. El tipo de radiación y/o contaminación posibles. 273 4. Los resultados de las operaciones de monitoreo individual 5. Los resultados de los reconocimientos médicos b. Deberá también mantener records de toda persona que entre en un área restringida; c. Mantener registros de las inspecciones certificadas por la CEEA; y, d. Mantener registros de los usos de radioisótopos y máquinas generadoras de radiación. a equipos e instalaciones CAPÍTULO IV DESPERDICIOS RADIACTIVOS Y DESCONTAMINACIÓN DE INSTALACIONES Art. 10.- Alcance.- Los desechos radiactivos comprenden substancias radiactivas y materiales contaminados por contacto con substancias radiactivas. Dichos materiales son sólidos, líquidos y gaseosos. Art. 11.- Tratamiento y Evacuación.- El Licenciatario pueda realizar todas las operaciones existentes para el tratamiento y evacuación de desperdicios radiactivos. El tratamiento comprende el almacenamiento para fines de decaimiento del material radiactivo, su entierro e incineración si estos son desechos sólidos, evaporación, intercambio iónico y tratamiento químico, si son líquidos. Art. 12.- Obligación del Licenciatario.- Los usuarios de radioisótopos están obligados a presentar a la CEEA un análisis y estudio de los procedimientos que se aplicarán para tratar y evacuar desechos radiactivos, así como también un análisis y estudio de los factores ambientales pertinentes. Art. 13.- Descontaminación de Instalaciones.- Para la descontaminación se observarán las siguientes reglas: a. El Licenciatario notificará a la CEEA la presencia de contaminación, ya sea ésta en personas o en instalaciones b. En presencia de área contaminada, el Licenciatario está obligado descontaminarla, para lo cual podrá pedir la cooperación de la CEEA; y, c. Un área contaminada deberá ser inmediatamente aislada, permitiéndose su acceso a ella únicamente a las personas a cargo de la descontaminación. 274 a TÍTULO SEGUNDO RADIOISÓTOPOS COMO FUENTES ABIERTAS CAPÍTULO I LICENCIAS PARA LA ADQUISICIÓN Y USO DE FUENTES ABIERTAS Art. 14.- Obligación de las Instituciones.- Para que cualquier institución pública o privada, nacional e internacional, con o sin sede en el Ecuador, reciba , posea, use o transfiera material radiactivo en territorio ecuatoriano, necesitará una autorización expresa de la CEEA. Las instituciones están obligadas también a llevar una contabilidad mensual de la adquisición y uso de dicho material. Art. 15.- Concesión de licencias.- Las licencias para el uso de radioisótopos como fuentes abiertas, serán concedidas por la CEEA, a petición de la Sociedad Ecuatoriana de Biología y Medicina Nuclear, Sociedad Ecuatoriana de Radiología o Sociedad Ecuatoriana de Oncología y Ciencias Afines, y en caso de que el profesional no estuviera representado por una de estas sociedades a petición del interesado. Art. 16.- Tipos de Licencias.- Las licencias son de tres tipos: licencias a instituciones, licencias a profesionales y licencias a personal paramédico. Art. 17.- Licencias a Instituciones.- Esta licencia permite a todo consultorio profesional, a instituciones públicas o privadas, nacionales e internacionales con sede en el Ecuador, adquirir radioisótopos y compuestos químicos nuclearmente marcados para satisfacer sus necesidades de trabajo. Los requisitos para obtener este tipo de licencias son las siguientes: a. Disponer, a más del equipo necesario para los fines específicos, de los instrumentos que sean requeridos para el manejo correcto de radioisótopos. b. Disponer de equipo de detección de radiación apropiado y del material de laboratorio necesario para el manejo correcto de radioisótopos. El equipo deberá estar en perfecto estado de funcionamiento a la fecha de solicitud de la licencia, lo que deberá ser verificado por la CEEA. c. Disponer de locales apropiados donde los radioisótopos pueden ser manejados sin peligro de exposición a terceros, y de las facilidades adecuadas donde los radioisótopos pueden ser guardados para mantener las reglas de seguridad radiológica. Estos lugares deberán estar debidamente marcados de acuerdo al nivel de radiación y a lo estipulado en el Título Primero de este Reglamento y, en general serán considerados como las áreas restringidas. 275 d. Que el representante legal de la institución asuma la responsabilidad, o ésta nombre un Oficial de Seguridad Radiológica, de manera que los aspectos de control de radiación estén permanentemente vigilados, e. El oficial de Seguridad Radiológica será un graduado en ciencias físicas, biológicas, médicas o de ingeniería y tendrá delegación del representante legal de la institución para hacer cumplir el reglamento de Seguridad Radiológica. El Oficial de Seguridad Radiológica para ser nombrado por la Institución, deberá ser evaluado por la CEEA. f. La Institución se compromete, al solicitar licencia para adquirir y usar radioisótopos, a llevar una contabilidad de los radioisótopos adquiridos y de las cantidades empleadas, e informar mensualmente de este particular a la CEEA. g. La institución se compromete a reportar a la CEEA, antes del 15 de enero de cada año, la cantidad y clase de radioisótopos que se proponga utilizar durante el año, h. La institución facilitará acceso a las inspecciones por parte de la CEEA, cuando ésta así lo requiera, e, i. La licencia será válida por el tiempo estipulado en la misma. Art. 18.- Licencia a Profesionales.- La CEEA, concederá licencia a personas para la adquisición y uso de radioisótopos y compuestos químicos nuclearmente marcados, conforme se señala en el Art. 15; siempre y cuando el solicitante se comprometa a lo siguiente: a. Prestar la cooperación necesaria al representante legal de la institución o su delegado, el oficial de Seguridad Radiológica, para llevar la contabilidad de recepción y uso de radioisótopos; b. Emplear como ayudantes solamente a personas que poseen licencia extendida por la CEEA; c. Tomar las precauciones necesarias en relación a los desperdicios y desechos radiactivos y disponer de ellos conforme lo estipulado en el Art. 11 de este Reglamento; d. Obligar a su personal que observe las reglas de Seguridad Radiológica y use los dosímetros personales; e. No usar los radioisótopos adquiridos para una institución en actividades privadas; y, f. Renovar la licencia al cumplir el tiempo para el cual fue expedida. Art. 19.- Licencias a Personal Paramédico.- La CEEA concederá licencias a personal paramédico para el uso de radioisótopos y compuestos químicos nuclearmente marcados, conforme a lo señalado en el Art. 15. 276 CAPÍTULO II USO DE RADIOISÓTOPOS Art. 20.- Radioisótopos en Medicina.- Los Licenciatarios médicos, podrán usar radioisótopos en diagnóstico y en terapia, siempre que cumplan lo siguiente: a. Disponer de facilidades apropiadas de hospitalización que previamente hayan sido inspeccionadas por la CEEA; b. Que el cuarto de hospitalización del paciente sea considerado como área restringida; c. Que el personal que cuida y controla al paciente esté instruido de las precauciones que deben tomarse y esté provisto de dosímetros personales; y, d. Que se almacene para su decaimiento, se procese o se deseche los residuos radiactivos provenientes de los tratamientos, de acuerdo con lo estipulado en el Art. 11. Art. 21.- Radioisótopos en Investigación.- Los profesionales con licencia para emplear radioisótopos en investigaciones en ciencias médicas, físicas, químicas, biológicas, e ingeniería están obligados a lo siguiente: a. Informar a la CEEA de las instalaciones, el equipo y la clase, actividad y uso de los radioisótopos que se emplearán; b. Cumplir con todos los requisitos de Seguridad Radiológica y permitir el acceso de Inspectores de la CEEA a las instalaciones; c. Tomar las precauciones necesarias para que los trabajos propuestos no causen daño a terceros; y, d. Remitir a la CEEA informes semestrales sobre la recepción y consumo de radioisótopos. CAPÍTULO III TRANSFERENCIA DE RADIOISÓTOPOS Art. 22.- Requisitos.- La transferencia de radioisótopos y compuestos químicos nuclearmente marcados entre instituciones y Licenciatarios para fines de diagnóstico, terapia o investigación, podrán realizarse siempre que estas transferencias sean reportadas mensualmente por escrito a la CEEA, adjuntando la copia de la factura remitida junto con el material. 277 Art. 23.- Provisión por parte de la CEEA.- Cuando la CEEA esté en condiciones de preparar radioisótopos y substancias nuclearmente marcadas, todas las entregas a usuarios serán únicamente de su parte. CAPÍTULO IV IMPORTACIÓN DE RADIOISÓTOPOS Art. 24.- Normas Supletorias.- El comercio de radioisótopos se rige por las leyes y reglamentos pertinentes. Las regulaciones que se determinan en este capítulo se concretan únicamente a garantizar los aspectos de Seguridad Radiológica para los importadores y Licenciatarios de radioisótopos como fuentes abiertas. Art. 25.- Licencia de Importación.- La CEEA dará una licencia denominada Licencia de Importación para radioisótopos, a los representantes de casas extranjeras productoras o importadoras de radioisótopos o compuestos químicos nuclearmente marcados, que deseen dedicarse a esta actividad de comercio en el Ecuador. La solicitud pertinente debe contener: a. Número de registro de la Cámara de Comercio local; b. Manufacturero (representado); c. Domicilio en el Ecuador, y, representantes en provincias, si existiesen; d. Radioisótopos que van a importarse y sus actividades. Estas cifras actividad deben darse como datos promedio por año; y, de e. Distribución geográfica de sus ventas de radioisótopos, por provincia, en el año precedente. Art. 26.- Trámite.- El Banco Central del Ecuador dará trámite al pedido de importación de radioisótopos, sólo cuando el importador presente la licencia válida otorgada por la CEEA. Art. 27.- Contenido del formulario.- El importador comunicará la importación a la CEEA llenando el formulario correspondiente con la siguiente información: a. Origen de radioisótopos; b. Nombre, dirección y número de licencia del importador; c. Nombre, dirección y número de licencia de la institución o Licenciatario para el cual se hace la importación; d. Fecha de embarque y llegada; 278 e. Actividad de los radioisótopos; y, f. Tasa de exposición en el exterior del blindaje usado para el transporte de radioisótopos. Art. 28.- Entrega de radioisótopos a Licenciatarios.- Cuando la CEEA, no disponga de algún otro procedimiento para la entrega de radioisótopos al Licenciatario, el importador deberá observar las siguientes disposiciones previa a la entrega de los mismos: a. Inspeccionar los radioisótopos al llegar al país, comprobando condiciones descritas en los documentos de importación; y, las b. Notificar inmediatamente a la CEEA si se detectaren fugas de radiación en el empaque del radioisótopo por el medio más rápido posible y posteriormente se presentará el informe correspondiente. La CEEA implementará las medidas de seguridad recomendadas en estos casos. Art. 29.- Contabilidad de Radioisótopos por el Importador.- El importador informará por escrito mensualmente a la CEEA sobre los radioisótopos que se han entregado a los Licenciatarios en los formatos para este fin, remitiendo copia de la factura correspondiente. Art. 30.- Seguridad Radiológica para el Importador.- La CEEA controlará que cada importador cumpla los requerimientos de Seguridad Radiológica prescritos para la entrega de radioisótopos a Licenciatarios. Será obligatorio para el importador asegurar el uso de dosímetros individuales por la o las personas a cargo del transporte de radioisótopos. El importador mantendrá disponible el reporte de la dosis de radiación recibida por el empleado. Art. 31.- Áreas Restringidas.- El importador señalará el área de almacenaje de radioisótopos hasta la entrega total al destinatario, como área restringida, para lo cual cumplirá con lo estipulado en el Art. 6 de este Reglamento. CAPÍTULO V CONCESIÓN, EXPIRACIÓN Y SUSPENSIÓN DE LICENCIAS PARA LA ADQUISICIÓN Y USO DE RADIOISÓTOPOS Art. 32.- Concesión de Licencias.- Una vez llenados los requisitos señalados en el presente Reglamento para importadores, instituciones, profesionales y personal paramédico, la CEEA conferirá la licencia respectiva. Art. 33.- Expiración de Licencias.- Las Licencias se concederán por el lapso de cuatro años. Los Licenciatarios deberán solicitar la renovación con 90 días de 279 anticipación a la fecha de su vencimiento, para lo cual se aplicarán los Arts. 15, 17 y 18 de este Reglamento. Art. 34.- Suspensión de Licencias.- Por las faltas cometidas por los Licenciatarios se podrá suspender las licencias en forma temporal o definitiva, conforme se establece en el Título Octavo de este Reglamento, y será la CEEA el organismo técnico legalmente facultado para imponer tales sanciones. TÍTULO TERCERO RADIOISÓTOPOS COMO FUENTES SELLADAS CAPÍTULO I RADIOISÓTOPOS EN IMPLANTES DE MEDICINA Art. 35.- Profesionales autorizados para estas actividades.- En aplicaciones intersticiales e intracavitarias, podrán manejar este tipo de fuentes, profesionales médicos con licencia actualizada expedida por la CEEA. Art. 36.- Licencias para la Adquisición y Uso de Fuentes Selladas en Implantes de Medicina.- Las licencias para la adquisición y uso de fuentes selladas en implantes de medicina serán concedidas en igual forma que lo dispuesto en los Arts. 15, 16 y 18 de este Reglamento. Art. 37.- Almacenaje, Pruebas de Escape y Contaminación.- Para adquirir y usar este tipo de fuentes de radiación, el Licenciatario está obligado a lo siguiente: a. Almacenaje.- Cuando no se estuvieren usando las fuentes selladas deberán mantenerse en lugares blindados y protegidos del acceso de terceras personas. Estos lugares serán considerados como área restringida; y, b. Pruebas de fuga y Contaminación.- Toda fuente sellada con una vida media mayor de treinta días será sometida a pruebas de fuga y contaminación antes del uso inicial y a intervalos que no excederán de seis meses. Se considerará que existe fuga en la fuente sellada si la prueba revela la presencia de actividades en cantidades mayores a cinco centésimas de microcurie (0.05 uCi). La CEEA realizará todo lo concerniente a pruebas de fuga y contaminación. 280 Art. 38.- Contaminación de Áreas y Fuentes Selladas.- Cuando del análisis de las áreas y fuentes se obtuviera como resultado valores del doble o más de la radiación del fondo, se procederá en la siguiente forma: a. La CEEA notificará al Licenciatario sobre la contaminación encontrada; b. La CEEA procederá a la descontaminación del área y fuentes por los métodos recomendados internacionalmente; y, c. Si una vez efectuada la descontaminación de la fuente, se detectare una nueva actividad anómala, lo cual indicare que existe una fuga de radiactividad en la fuente, el Licenciatario está obligado a reparar o desechar la fuente. Art. 39.- Normas de Seguridad Radiológica para Licenciatarios.- Todo Licenciatario que trabaje con fuentes selladas en implantes en medicina, deberá usar dosímetro personal, el cual deberá ser medido por un organismo nacional competente. El médico que haga el implante deberá usar en lo posible un dosímetro de mano adicional. Los locales donde se realicen estos implantes serán considerados como áreas restringidas. Queda prohibida la transferencia de este tipo de fuente selladas entre Licenciatarios sin previa autorización de la CEEA. CAPÍTULO II RADIOISÓTOPOS EN APLICACIONES EXTERNAS CON FINES MÉDICOS Art. 40.- Características del Equipo y los Locales.- Las fuentes de alta actividad usadas para el tratamiento con radiación en pacientes con cáncer, funcionarán sólo en locales que tengan el blindaje adecuado y estén aprobados por la CEEA. Las características generales que deben tener el equipo y los locales destinados a estos usos serán los señalados a continuación. Art. 41.- Equipo.- Toda fuente sellada de rayos gamma usada para terapia deberá estar encerrada en una cubierta protectora de tal manera que la unidad funcione de la siguiente forma: a. Con el mecanismo de control de haz en la posición “apagada”, la exposición proveniente de fuga de radiación medida a una distancia de 1 metro de la fuente no excederá de 2 mR/h. En cualquier posición accesible distante 5 cm de la superficie de la cubierta, la exposición proveniente de fuga de radiación no deberá exceder 20 mR/h, a menos que la exposición del haz útil de radiación fuera menor que 100 R/h a 1 m desde la fuente, en cuyo caso la exposición proveniente de fuga de radiación no deberá exceder 40 mR/h; y, 281 b. Con el mecanismo de control del haz en posición “prendida”, la razón de exposición proveniente de fuga de radiación medida a una distancia de 1 metro desde la fuente, no deberá exceder a 1 R/h o 0.1% de la exposición del haz útil a 1 metro de la fuente. Cuando la exposición del haz sea menor que 100 R/h. a 1 m desde la fuente la exposición proveniente de radiación de fuga no deberá exceder 1% de exposición del haz útil; c. En el panel de control y en la cubierta protectora, habrá un artefacto de precaución que indique claramente si el haz está expuesto o no; y, d. El panel de control estará provisto con un cronómetro que automáticamente termine la exposición al transcurrir el tiempo fijado. Art. 42.- Locales.- Los locales en donde se instalarán las fuentes de Radioterapia contarán con las barreras primarias y secundarias necesarias para un blindaje seguro. Los locales además deberán tener los siguientes requisitos: a. Cuando cualquier puerta de la sala de tratamiento fuera abierta, el mecanismo de control del haz deberá apagar automáticamente la unidad, b. En la sala de tratamiento y en las puertas de ésta, habrá un artefacto de precaución que indique claramente si el haz está expuesto o no; c. Se proveerán ventanas, sistemas de espejos o equipos de televisión apropiados para observar continuamente a los pacientes durante la irradiación; y, d. Se deberá obligatoriamente contar con planes de operación y emergencia, los cuales estarán colocados en las partes más visibles del local. Art. 43.- Calibración , Pruebas de Fuga y Contaminación.- La CEEA prestará periódicamente el servicio de calibración de esta fuentes, lo que permitirá un conocimiento exacto de su rendimiento. Las fuentes selladas serán sometidas, en cuanto sea posible, a los procedimientos establecidos en el Art. 37. Art. 44.- Personal requerido para trabajar en instalaciones de radioterapia.- El personal requerido para una instalación de radioterapia será el siguiente: a. Médico Radioterapeuta, con entrenamiento y experiencia en esta rama de la Medicina; b. Físico de Hospitales, graduado en ciencias o ingeniería, con entrenamiento y experiencia en el planeamiento, diseño y dosimetría de tratamientos y en problemas de Seguridad Radiológica referentes a este tipo de instalaciones. A las instituciones que no dispongan de estos profesionales se les concede el plazo de dos años, a partir de la fecha de vigencia de este reglamento, para 282 contar con los servicios de aquellos. Las instituciones del caso comunicarán por escrito a la CEEA el nombre y el currículum vitae del profesional contratado. La CEEA prestará el asesoramiento dosimetría de tratamiento, así como fuga de las fuentes, en forma gratuita estos servicios, y remunerada en caso para el planeamiento, el diseño y la para la calibración y las pruebas de a instituciones que no cobraren por contrario. c. Operador de equipo, que será Tecnólogo Médico, Técnico en Radioterapia o persona que por su experiencia y sus conocimientos sea idóneo para asumir estas responsabilidades. El operador no podrá abandonar su sitio de trabajo durante el tratamiento a los pacientes y él será la única persona autorizada para manejar u operar el equipo; y, d. En caso requerido se puede contar con personal auxiliar, como Auxiliar de Tecnólogo o auxiliar de Enfermería, que asistirá al Radioterapeuta para lograr mayor eficiencia en el servicio. Art. 45.- Seguridad Radiológica en Instalaciones de Radioterapia.- Todo el personal médico y paramédico que trabaje en instalaciones de Radioterapia, deberá usar dosímetro personal medido por un organismo nacional competente. Los locales donde se realicen estos tratamientos se considerarán como áreas restringidas. Art.- 46.- Licencias para Instituciones y Personal que trabaje en Equipo de Radioterapia.- Las licencias para instituciones que trabajen con este equipo de Radioterapia serán concedidas por la CEEA previo cumplimiento de las condiciones establecidas en los Arts. 15 y 17 de este Reglamento, además de los requerimientos de hospitalización necesarios para los pacientes. Las instituciones deberán asimismo, presentar a la CEEA un plan de trabajo en el cual se incluya la función profesional de cada persona que trabaje en la instalación. Para la expedición del nombramiento y licencia deben cumplirse las condiciones expuestas en los Arts. 15 y 18 del presente Reglamento, respecto del personal. CAPÍTULO III RADIOISÓTOPOS EN INVESTIGACIÓN Art. 47.- Alcance.- Las fuentes destinadas a investigación pueden tener una actividad nuclear similar a las usadas en Radioterapia. A estas fuentes se aplicarán las regulaciones contenidas en los artículos que siguen. Art. 48.- Regulaciones para Fuentes de Irradiación .- Estas fuentes generalmente vienen en blindajes que al mismo tiempo pueden servir de cámara de irradiación, o que son sacadas de su blindaje y puestos en sitios de irradiación bajo suficiente profundidad de agua; o que puedan también ser sacada de su blindaje y, mediante 283 un mecanismo adecuado, ser colocadas en un área para irradiación. Sobre cada caso se regula en los dos artículos siguientes. Art. 49.- Fuentes que Usan su Blindaje como Cámaras de Irradiación.- Debe observarse en estos equipos que la tasa de exposición fuera del blindaje a un metro de distancia, no exceda a un miliroentgen por hora (1 mR/h). Debe hacerse un rastreo con un detector de radiación apropiado, alrededor del equipo, para localizar posibles puntos calientes o puntos de mayor nivel de radiación; lo que se realizará tanto con el irradiador en servicio y cuando esté apagado. En caso de que se encontraren puntos calientes, se implementarán las medidas del caso para atenuar la radiación; de manera que se consiga la protección del operador y un nivel de radiación permisible en áreas adyacentes. Art. 50.- Fuentes que usan Agua como Blindaje.- Las fuentes que usan agua como blindaje se someterán a lo siguiente: a. El volumen de agua será tal que la medida de la tasa de exposición en su superficie no exceda de un miliroentgen por hora (1 mR/h); b. El agua estará contenida en un estanque hermético que evite la filtración de la misma; c. El agua será analizada por lo menos una vez cada semana para detección de radiactividad originada por fuga de radiación de la fuente. La medida de radiactividad no deberá ser mayor que la máxima permitida. En caso de detectar actividad anómala en el agua, se notificará inmediatamente a la CEEA; d. Para precaver la posible corrosión del empaque de encapsulamiento, la instalación debe tener un equipo para desionización del agua; e. La instalación debe disponer de equipo apropiado para el traslado de las fuentes; f. La instalación debe tener alarmas de radiación adecuadas, que permita poner al personal en aviso anticipado de cualquier sobre-exposición; y, g. La instalación debe, además, disponer de seguridades para evitar la posibilidad de salida de la fuente de radiación al sacar las muestras que son irradiadas. Art. 51.- Fuentes Expuestas en Áreas de Radiación.- Estas fuentes son expuestas en un local denominado cuarto de irradiación. A ellos se aplicarán las regulaciones siguientes: 284 a. La fuente no podrá ser expuesta mientras no esté herméticamente cerrada la puerta; b. Cuando la fuente esté expuesta, debe haber en la instalación una señal indicativa; y, c. Las paredes del blindaje serán del espesor calculado para que a un (1) metro de distancia de ellas, no exista una tasa de exposición mayor de un miliroentgen por hora (1 mR/h). Art. 52.- Licencias para Instalaciones de Fuentes de Radiación.- Las instituciones interesadas en adquirir este tipo de fuentes de radiación deben someter la solicitud correspondiente a la CEEA. En esta solicitud se presentará el programa de trabajo y un plan detallado de Seguridad Radiológica en el cual todos los aspectos concernientes a riesgos, tanto del personal como del equipo, sean descritos con precisión. Comprobada la experiencia de la persona a cargo del programa e inspeccionado el sitio de localización de la fuente, se otorgará la licencia para poseer y operar este tipo de equipo a la institución que lo solicite, quedando ésta obligada a lo siguiente: a. Mantener el local donde este equipo esté localizado como área restringida; b. Que tanto el operador, como cualquier otra persona que por su trabajo tenga acceso a la fuente, utilice siempre el correspondiente dosímetro personal; c. Garantizar a la CEEA que el operador, y cualquier otra persona que por su trabajo tenga acceso a la fuente, esté correctamente instruido en el manejo del equipo y conozca los procedimientos requeridos en caso de emergencia; d. Preparar el operador correspondiente para obtener exámenes de calificación rendidos ante la CEEA; y, la licencia, previo e. Solicitar la visita, por lo menos dos veces al año, a los Inspectores de la CEEA. Además, la puesta en marcha de estas fuentes serán supervisadas por la CEEA, la cual podrá hacer las recomendaciones que estimen necesarias para el mejor control de la Seguridad Radiológica. Art. 53.- Licencias para Personal que Trabaje en Investigaciones con Fuentes de Radiación.- Las licencias para personal que trabaje en esta clase de investigación serán concedidas por la CEEA previo el cumplimiento de las disposiciones de Seguridad Radiológica. 285 CAPÍTULO IV RADIOISÓTOPOS EN LA INDUSTRIA Art. 54.- Licencias.- La CEEA concederá la licencia correspondiente sólo cuando se cumplan los requisitos determinados en los artículos que siguen. Art. 55.- Entrenamiento del Personal.- El interesado deberá tener un programa adecuado de entrenamiento de operadores y asistentes de operadores y someterán a la CEEA una descripción de dicho programa en el cual se especificará lo siguiente: a. Entrenamiento inicial; b. Entrenamiento periódico o en servicio; y, c. Los medios usados por el Licenciatario para asegurar la preparación adecuada del operador y del asistente y su capacidad para cumplir con las reglamentaciones y los procedimientos de operación y de emergencia. Art. 56.- Descripción de la Organización.- El solicitante debe someter un organigrama de funciones y responsabilidades con relación al programa de aplicación industrial. Art. 57.- Seguridad Radiológica en Usos Industriales.- Para este tipo de fuentes se aplican las mismas regulaciones de Seguridad Radiológica que se han señalado en los Arts. 39 y 41. Igualmente se aplican las normas establecidas en el Art. 37 en lo relacionado con las pruebas de escape y contaminación en el equipo. Además el Licenciatario queda obligado a lo siguiente: a. Entregar a todas las personas dosímetro personal; y, que intervengan en el programa un b. El área en donde se realicen los trabajos será considerada como área restringida y la persona responsable tomará las medidas adecuadas para el aislamiento de dicha área de otras áreas de trabajo. CAPÍTULO V IMPORTACIÓN DE RADIOISÓTOPOS Art. 58.- Requisitos para la Importación.- Las firmas representantes de casas que fabrican o comercian con fuentes selladas de radiación, para proceder a la importación de ellas, deben cumplir con las disposiciones señaladas en los artículos que siguen. Art. 59.- Notificación a la CEEA.- Tan pronto como cualquier persona, institución pública o privada, nacional o internacional con o sin sede en el Ecuador, notifique a 286 un importador de su interés en adquirir cualquier tipo de fuente descrita en este capítulo, dicho importador debe comunicar esto por escrito a la CEEA. Art. 60.- Acción de la CEEA a ser notificada.- La CEEA, en el plazo de cinco días laborables tomará contacto con la institución y observará en detalle el programa en el cual van usarse las fuentes que se pretende traer al país. Se fijarán los detalles de puesta en marcha del equipo y la política en general de Seguridad Radiológica o seguridad industrial necesarios y aconsejables para el mejor desarrollo del programa, de acuerdo a las regulaciones que, para cada tipo de equipo, se fijan en este reglamento. Art. 61.- Llegada del Equipo al País.- La Dirección General de Aduanas, así como el importador, notificará a la CEEA el arribo de fuentes selladas de material radiactivo al país. La CEEA en un plazo razonable, dispondrá que uno de sus Inspectores de Seguridad Radiológica realice un rastreo externo de las fuentes y detalle por escrito las precauciones que deberán tomarse para el transporte de las mismas. Art. 62.- Requerimientos de Seguridad Radiológica.- Las fuentes para radiología u otro uso industrial deberán contar con la certificación de la CEEA de que no hay presencia de contaminación y que cuentan con el adecuado blindaje y con la aprobación de los procedimientos de trabajo. Art. 63.- Aprobación para el Uso de Equipo por el Licenciatario.- La aprobación del uso de las fuentes por el Licenciatario se concederá cuando el importador haya cumplido los requisitos para la importación y entrega del mismo, en lo que se refiere a la Seguridad Radiológica, aunque quedaren vigentes otros cláusulas que los compradores hayan previamente convenido con el importador en relación a servicios y garantías. La CEEA dará la aprobación para el uso de las fuentes al Licenciatario mediante la concesión de las correspondientes licencias, tanto a la institución como a los profesionales o personas en general que vayan a trabajar con ellas. Los Licenciatarios y las instituciones para obtener la autorización de trabajo con fuentes selladas radiactivas, se comprometerán a cumplir lo dispuesto en el presente Reglamento. La autorización o licencia de trabajo se otorgará por un plazo de cuatro años y será renovable. 287 Art. 64.- Sanciones.- Cualquier infracción a lo estipulado en el presente Reglamento en relación al uso de fuentes radiactivas selladas, será sancionada conforme a lo estipulado en el Título Octavo. TÍTULO CUARTO MÁQUINAS DE RAYOS X EN GENERAL CAPÍTULO I PROPÓSITO Y ALCANCE Art. 65.- Ámbito de Aplicación.- Este título regula las disposiciones generales que deben adoptar instituciones y personas para la adquisición y el uso de equipos que generan radiación; igualmente, regula los procedimientos que los importadores deben seguir para la entrega a usuarios de este tipo de fuentes de radiación ionizante. Para los efectos de este Reglamento a tales equipos se les denomina máquinas de Rayos X. CAPÍTULO II DISPOSICIONES GENERALES Art. 66.- Importación de Máquinas de Rayos X.- Todo representante de casas manufactureras de máquinas de Rayos X, autorizado legalmente para comercializar en el Ecuador, que importe estos equipos, debe comprobar previamente que el comprador de este equipo tenga al día la licencia correspondiente para poder operarlo en el Ecuador. El Banco Central del Ecuador no podrá conceder el permiso de importación , ni dar curso a los trámites pertinentes, sin que el destinatario presente su licencia vigente. Las condiciones para obtener la licencia, que otorga la CEEA, están detalladas en los títulos y capítulos de este Reglamento que tratan de las distintas aplicaciones de máquinas de Rayos X. El importador debe notificar a la CEEA, por lo menos treinta días antes, de que dicha máquina va a ser introducida al país. En la notificación constarán los datos pertinentes, tales como manufacturero, modelo, tipo, propósito y rendimiento de máquinas; así como el nombre y la dirección del destinatario y el número de licencia otorgada por la CEEA. 288 Art. 67.- Obligaciones del Importador.- A más de lo señalado en el Art. 66, el importador debe cumplir con todo lo especificado en el contrato de compra-venta en relación a garantías y mantenimiento del equipo. El importador está obligado a entregar e instalar el equipo, dejándolo en perfecto estado de funcionamiento y es responsable de cualquier daño que pueda ocurrir durante el transporte o instalación que ocasionare deterioro en el equipo, en relación a su operación y a su Seguridad Radiológica. Art. 68.- Obligaciones de un Propietario de una Máquina de Rayos X.- El poseedor, propietario o usuario de una máquina de Rayos X debe registrarla, valiéndose del correspondiente formulario provisto por la CEEA, dentro de un plazo de tres meses contados desde la fecha de entrada del equipo al país. En el caso de equipos de Máquinas de Rayos X, ya en funcionamiento, el plazo para registrarla se contará dentro de los tres meses subsiguientes a la fecha de entrada en vigencia de este Reglamento El registrante debe notificar a la CEEA cualquier cambio que altere la información dada, dentro de los treinta días siguientes a dicho cambio. Art. 69.- Expedición del Certificado de Habilitación.- La CEEA expedirá un certificado de habilitación al propietario o usuario del equipo , en el cual se señalará la fecha en que la máquina y sus instalaciones podrían comenzar a utilizarse, para lo cual realizará una inspección inicial, refiriéndose este certificado a las máquinas ya existentes. Art. 70.- Casos de Venta o de Arrendamiento.- Si por cualquier circunstancia una máquina de Rayos X es arrendada o vendida a terceros, se notificará a la CEEA dentro de quince días de celebrado el contrato. Art. 71.- Generalidades de la obligación.- Cualquier persona o institución que reciba el equipo, para poder operarlo debe tener la licencia correspondiente y cumplir las obligaciones indicadas en el Art. 68 para el usuario. Art. 72.- Inspecciones e Informes.- Toda persona que use máquinas de Rayos X permitirá el acceso a Inspectores de Seguridad Radiológica de la CEEA. La inspección inicial se llevará a cabo en la fecha comunicada al recibir la solicitud de registro; subsecuentemente, se llevará a cabo una inspección anual. El inspector de la CEEA elaborará un informe escrito detallado indicando los resultados de cada inspección y hará las recomendaciones que juzgue convenientes para que se implementen las disposiciones de protección contra la radiación especificadas en el presente Reglamento. 289 Esta implementación es pre-requisito para el otorgamiento del certificado de habilitación y el mantenimiento de la licencia. El Inspector de Seguridad Radiológica debe someter a la CEEA el informe original de la inspección dentro de los quince días siguientes a la misma y entregar una copia al registrante, quien deberá mantener estos informes en su archivo de referencia. Art.- 73.- Obligaciones del Licenciatario Responsable de la Unidad Operativa en relación a sus Empleados y Equipos.- Conforme dispone el Art. 72 el Licenciatario facilitará el acceso de Inspectores de la CEEA para la revisión de sus máquinas de Rayos X. El Licenciatario responsable de la unidad operativa está además obligado a lo siguiente: a. Obtener la licencia de operación para el personal auxiliar; b. Asegurar que el personal necesario para la operación del servicio esté instruido en el uso y características del equipo; y, c. Verificar que la máquina cumpla con los requisitos establecidos en este Reglamento y con lo señalado en cuanto a sus características en la factura de compra. Art. 74.- Obligaciones del Licenciatario Responsable de la Unidad Operativa en relación al Control de Radiaciones y otros Riesgos.- El Licenciatario responsable de la unidad operativa, observará y hará observar por su empleados, el cumplimiento de las disposiciones de protección radiológica contra la radiación establecidas en el presente Reglamento. Corresponde a la CEEA comprobar la correcta instalación del equipo para prevenir cualquier daño a terceros. Art. 75.- Sanciones.- Cualquier infracción a lo estipulado en este Reglamento será sancionada de acuerda a lo establecido en el Título Octavo. TÍTULO QUINTO MÁQUINAS DE RAYOS X EN MEDICINA CAPÍTULO I DISPOSICIONES DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA Art. 76.- Licencias.- En igual forma a lo que se dispone para el uso de radioisótopos como fuentes abiertas y selladas en los Títulos Segundo y Tercero de este Reglamento, las licencias para máquinas de Rayos X serán concedidas por la CEEA a las instituciones donde los equipos vayan a ser instalados, a los profesionales que vayan a operar el equipo o sean responsables de la seguridad de su operación y al personal paramédico. 290 Art. 77.- Operación del Equipo.- Para la operación del equipo deben observarse las siguientes disposiciones. a. El Licenciatario responsable de la unidad operativa deberá asegurarse que el equipo de Rayos X bajo su control sea operado únicamente por personas debidamente instruidas en los procedimientos de operación y reglas de seguridad, que demuestren ser competentes en el uso de dicho equipo y porten la licencia correspondiente; b. Ningún Licenciatario operará, ni permitirá la operación de un equipo de Rayos X, a menos que el equipo y el local reúnan los requisitos señalados en este Reglamento; c. Cada equipo deberá, para operar, estar instalado en un local con tantas barreras primarias y secundarias como sean necesarias, según las normas de protección contra radiación; d. Como ejemplo del caso de Radiología de diagnóstico, para un cuarto de 4m2 con un tubo de Rayos X en el centro se requiere un blindaje de 2mm de plomo o su equivalente, en otros materiales como barrera primaria para reducir la exposición fuera del cuarto a 0.25 mR/h. Un espesor de 1.1 mm de plomo o su equivalente en otro material se requiere para las barreras secundarias; y, e. Los equipos que estén en funcionamiento bajo condiciones no ideales del local, tendrán un plazo de 6 meses para su adecuación. CAPÍTULO II INSTALACIONES RADIOGRÁFICAS DE DIAGNÓSTICO MÉDICO EXCLUIDAS LAS DENTALES Y VETERINARIAS. Art. 78.- Equipo.- El equipo para instalaciones radiográficas de diagnóstico, que no sean de medicina dental, ni veterinaria, tendrá las siguientes características generales: a. Cada tubo de Rayos X deberá estar encerrado en una cubierta tal, que la exposición proveniente de fuga de radiación medida a una distancia de 1 metro del foco no exceda 100 mR en 1 hora; b. Deberá proveerse de diafragmas, conos o colimadores ajustables capaces de restringir el haz útil de radiación al área de interés clínico; c. La filtración mínima total permanente en el haz útil deberá ser determinada para el máximo voltaje especificado en el tubo. La filtración total permanente deberá ser equivalente, a no menos que 2 mm a voltajes hasta 100 kVp inclusive, y 3 mm Al, a voltajes sobre 100 kV. Excepciones. A voltajes de operación bajo 50 kV (por ej. Mamografía) se permite una filtración total permanente menor. 291 La filtración total permanente en el haz útil deberá ser indicada en la cubierta del tubo: d. Si el filtro de la máquina no está accesible para ser examinado o se desconoce la filtración total, puede considerarse que los requisitos de la letra anterior se han cumplido, si la capa hemirreductora no es menor de los valores que constan en la siguiente tabla: VOLTAJE DE OPERACIÓN KVp CAPA HEMIRREDUCTORA (mm de A1) Menor de 50 0,6 Menor de 70 1,6 Menor de 90 2,6 Menor de 100 2,8 Menor de 110 3,0 Menor de 120 3,3 e. En caso de que el equipo sea móvil , para radiografía destinada a diagnóstico, la distancia foco – piel no debe ser menor de treinta centímetros y el operador se colocará a una distancia mínima de dos metros con relación al paciente; y, f. Algunos procedimientos radiográficos especiales, por ej. Mamografía, requieren radiación débil. Tales procedimientos deberán ser llevados a cabo en equipo especial y no equipo de Rayos X standard diseñado para potenciales mayores. Bajo ninguna circunstancia deberá ser la filtración total permanente menor de 0.5 mm Al . Cuando un tubo de Rayos X especial con filtro de molibdeno es usado para mamografía, un filtro de molibdeno de por lo menos 0,33 mm es preferible en algunos casos y puede ser usado en lugar de filtración de aluminio. Art. 79.- Blindaje.- Las características del blindaje serán las siguientes: a. Las paredes, piso y techo hacia los cuales pudiere apuntarse el haz útil de radiación deberán tener barreras primarias. Las barreras primarias de las paredes tendrán una altura mínima de dos metros sobre el nivel del piso; y, b. Se proveerán barreras secundarias en todas aquellas paredes, piso y techo que, por restricciones en la orientación útil de radiación, no pueden ser afectadas directamente por dicho haz. Art. 80.- Procedimientos de Operación.- Los siguientes procedimientos de operación serán adoptados: 292 a. El haz útil de radiación deberá estar restringido a aquellas áreas de interés clínico; b. Toda persona que opera un equipo de Rayos X debe situarse detrás de una barrera de seguridad individual. Los controles deben estar colocados de tal manera, que el técnico este siempre protegido. Los instrumentos en el panel de control deberán indicar el potencial del tubo, la corriente y la clase de filtro, cuando estos puedan ser variados; c. Cuando sea necesario mantener a un paciente en posición adecuada para la toma de radiografía, se usarán artefactos mecánicos de soporte. En caso de emergencia, si un paciente está sujeto por una persona, ella deberá estar protegida con medios protectores adecuados, tales como guantes y un delantal blindado y deberá colocarse en una posición tal, que ninguna parte de su cuerpo sea expuesto al haz útil de radiación; d. Se usará, para las gónadas, un blindaje consistente en un equivalente de plomo no menor de cinco décimas de milímetro (0.5 mm) cuando estos órganos estén directamente en el haz útil de radiación, exceptuando los casos en que el blindaje interfiera en el procedimiento de diagnóstico; e. El personal que esté trabajando en un servicio deberá llevar, durante el tiempo de trabajo, un dosímetro individual. La CEEA puede recomendar otro tipo de control de dosis de radiación, dependiendo del nivel de exposición a la radiación a que el personal esté sujeto en un determinado servicio; f. Se deberá instalar indicadores de exposición y medidores de tiempo de exposición automáticos, que adviertan tanto al médico , como al técnico, que se está produciendo radiación y además la duración del examen; y, g. Deberán instalarse señales que indiquen a terceras personas que el equipo está en operación. CAPÍTULO III INSTALACIONES RADIOGRÁFICAS DENTALES Art. 81.- Equipo.- El equipo para las instalaciones de radiografía dental tendrá las siguientes características: La cubierta del tubo será de tipo diagnóstico; 293 a. Se usarán diafragmas y conos para colimar el haz útil de radiación. Para radiografía entra oral, se requiere que el diámetro del haz útil de radiación en el extremo del cono no exceda de ocho centímetros. b. Por medio de un cono se asegurará que la distancia foco – piel no sea menor de 18 centímetros estando el aparato funcionando sobre cincuenta (50)kVp; o de 10 centímetros, estando el aparato funcionando a cincuenta (50) kVp, para radiografía intra oral; c. La filtración en total (inherente más añadida) equivalente de aluminio , es el haz útil de radiación, no será menor a los valores señalados en la siguiente tabla: VOLTAJE DE OPERACIÓN KVp FILTRACIÓN TOTAL (mm equivalente de Al) Menor de 50 0.5 De 50 – 70 1,5 Mayor de 70 2,5 d. Si el filtro de la máquina no está accesible para ser examinado o se desconoce la filtración total, puede considerarse que los requisitos de la letra anterior se han cumplido si la capa hemirreductora no es menor de lo que se indica en la siguiente tabla: VOLTAJE DE OPERACIÓN KVp CAPA HEMIRREDUCTORA (mm de Al) Menor de 50 0.6 De 50 – 70 1,6 Mayor de 70 2,6 e. El panel de control deberá incluir indicadores de voltaje, corriente del tubo, filtro. Cronómetro, e indicador (luz) que advierte al operador que se están produciendo Rayos X; f. La exposición máxima a la superficie del aplicador se dará con una luz de aviso y un aviso audible para indicar cuando el tubo está en operación; y, g. Para radiografía dental convencional, el tiempo de exposición no deberá exceder de cinco segundos. 294 Art. 82.- Blindaje Estructural.- Las características del blindaje estructural serán las siguientes: a. Las paredes, piso y techo hacia los cuales pudiera apuntarse el haz útil de radiación deberán tener barreras primarias. Las barreras primarias de las paredes tendrán una altura mínima de dos metros sobre el nivel del piso; y, b. Se proveerán barreras secundarias en todas aquellas paredes, piso y techo que, por restricciones en la orientación del haz útil de radiación, no puedan ser afectadas directamente por dicho haz. Art. 83.- Procedimientos de Operación en Radiografía Dental.- En las operaciones de radiografía dental: a. Los exámenes radiológicos dentales se limitarán lo indispensable y el haz deberá ser restringido al tamaño requerido para el examen; ni el dentista, ni su asistente, sujetarán al paciente o las películas durante la exposición. b. Solamente las personas necesarias para el proceso radiográfico encontrarán en el salón de radiografía durante las exposiciones; se c. Durante cada exposición, el operador deberá pararse a una distancia no menor de dos metros del paso del haz útil de radiación o detrás de una barrera protectora adecuada; d. No se usará fluoroscopía en exámenes dentales; e. Ni la cubierta protectora del tubo, ni el cono, serán sostenidos con las manos durante la exposición; y f. La película deberá ser puesta en posición o sostenida por el paciente. No deberá ser sostenida ni por el dentista, ni por el técnico. CAPÍTULO IV INSTALACIONES RADIOGRÁFICAS EN MEDICINA VETERINARIA Art. 84.- Equipo.- Las características del equipo para instalaciones radiográficas en medicina veterinaria serán las siguientes: a. La cubierta protectora del tubo será de tipo diagnóstico; b. Se proveerá conos para colimar el haz útil de radiación hacia el área de interés clínico; y, 295 c. La filtración total (inherente más añadida) equivalente de aluminio (Al), en el haz útil de radiación, no será menor que los valores señalados en la siguiente tabla: VOLTAJE DE OPERACIÓN KVp FILTRACIÓN TOTAL (mm equivalente de Al) Menor de 50 0.6 De 50- 70 1.6 Mayor de 70 2.6 Art. 85.- Blindaje.- Las características del blindaje serán las siguientes: a. Las paredes, piso y techo, hacia los cuales pudiera apuntarse el haz útil de radiación, deberán tener barreras primarias. Las paredes tendrán una altura mínima de dos metros sobre el nivel del piso; y, b. Se proveerán barreras secundarias en todas aquellas paredes, piso y techo que, por restricciones en la orientación del haz útil de radiación , no puedan ser afectadas directamente por dicho haz. Art. 86.- Procedimientos de Operación.- En la operación se procederá de la siguiente manera: a. El operador se localizará a una distancia del haz útil de radiación, por lo menos de dos metros del animal durante la exposición a Rayos X; b. Ni la cubierta protectora del tubo, ni el cono, serán sostenidos con las manos durante la exposición; y, c. No se usará regularmente ninguna persona para sujetar los animales durante la exposición de Rayos X, sino un sostén mecánico. En caso de emergencia podrá hacerlo una persona con artefactos protectores , tales como guantes y un delantal que tenga la equivalencia de plomo no menor de cinco décimas de milímetro (0.5 mm), y deberá colocarse en una posición tal, que ninguna parte de su cuerpo sea alcanzada por el haz útil de radiación. La exposición de cualquier persona empleada para este propósito, deberá ser medida con equipo de control de seguridad individual. 296 CAPÍTULO V INSTALACIONES FLUOROSCÓPICAS Art. 87.- Reglas para el Uso.- El uso de máquinas de Rayos X en fluoroscopía, se sujetará a las siguientes reglas: a. La cubierta protectora del tubo deberá ser de tipo diagnóstico y la fuga de radiación no excederá 100 mR/h a un metro; b. En radiografía y fluoroscopía con equipo móvil, la distancia foco – piel no será menor de 30 cm. En radiografía y fluoroscopía (diferente a la de pecho) con equipo estacionario, la distancia foco – piel tampoco será menor de 30 cm. En fluoroscopía de pecho la distancia foco – piel no será menor de 60 cm y para equipo específicamente usado para exámenes de pecho no será menor de 45 cm. Fotofluorografía y radiografía de pecho deberán ser hechos con una distancia foco – piel de al menos 60 cm. Los valores recomendados son valores mínimos, distancias mayores son a menudo apropiadas; c. La filtración total del haz útil de radiación (incluyendo el equivalente de aluminio), cuando este esté interpuesto entre la fuente y el paciente, no será menor de 2,5 mm. (equivalente de aluminio). Este requisito se entenderá cumplido si la capa hemirreductora es equivalente a no menos de 2.5 mm. de Al a voltajes normales de operación; d. El equipo deberá estar construido de tal forma que toda la sección transversal del haz útil de radiación sea atenuado por una barrera primaria. Esta barrera es por lo general, el artefacto de observación, ya sea una pantalla fluoroscópica o un mecanismo de intensificación de imagen. La exposición terminará automáticamente cuando se remueva la barrera del haz útil de radiación; e. Para el equipo instalado con posterioridad a la fecha de vigencia de este Reglamento, la equivalencia de plomo requerida por las barreras no será menor de un milímetro y medio (1,5 mm) en máquinas capaces de operar desde cien (100) kVp hasta ciento veinte y cinco (125) kVp, ni menor de dos milímetros (2mm) en máquinas capaces de operar desde ciento veinte y cinco (125) kVp en adelante; f. Deberá usarse guantes protectores con un equivalente de plomo no menor de 0,25 mm cuando exámenes fluoroscópicos puedan requerir colocar las manos en o cerca del haz de radiación. Si el médico o técnico no pudieran estar detrás de pantallas protectoras o blindajes durante todos los tipos de exámenes fluoroscópicos, deberán usarse delantales con un equivalente de plomo de no menos de 0.25mm; 297 g. En fluoroscopía , la tasa de exposición medida en el punto donde el haz entra al paciente será tan baja, como sea posible y no excederá de 10 R/min; y 2 R/min en fluoroscopía con intensificador de imagen; h. La tasa de exposición de fluoroscopía medida en la superficie del paciente deberá ser tan baja como sea posible y no deberá exceder 5 R/min en fluoroscopía directa; i. El equipo necesario deberá proveerse, para operar con seguridad (gafas para adaptación de la vista a la obscuridad, guantes protectores de 0.25mm equivalente de plomo, etc.,) j. Los equipos fluoroscópicos móviles deberán reunir los requisitos aplicables que señalen en este capítulo y los siguientes requisitos adicionales. 1. En ausencia de un tablero de mesa, la distancia foco – piel, será limitada a no menos de treinta centímetros por un cono u otro artefacto similar; 2. La tasa de exposición medida a la distancia mínima foco – piel, no excederá de cinco Roentgen por minuto (5 R/min) bajo condiciones normales de operación; y k. En caso de no existir intensificadores de imágenes para fluoroscopía , se controlará que el local esté lo suficientemente obscuro de modo que el tiempo de exposición sea mínimo. CAPÍTULO VI INSTALACIONES DE TERAPIA Art. 88.- Disposiciones Aplicables.- En las instalaciones dedicadas a Rayos X de terapia son aplicables los Arts. 44, 45 y 46 de este Reglamento. Además, el uso de máquinas de Rayos X en aplicaciones de terapia se sujetará a las regulaciones que se indican en los artículos siguientes. Art. 89.- Equipo.- Las condiciones que debe cumplir el equipo serán las siguientes: a. Cada tubo de Rayos X usado para terapia, deberá estar encerrado en una cubierta tal, que la tasa de exposición proveniente de fuga de radiación, medida a un metro de distancia desde el foco, no exceda de 1 R/h, ni 30 R/h a cualquier posición accesible al paciente a una distancia de 5cm desde la superficie de la cubierta o su equipo accesorio. 298 b. Los filtros, los cuales deben estar marcados con su material y su espesor, serán colocados en su sitio en forma segura, y la apertura donde se coloquen, estará construida, de tal forma que la radiación que escape lateralmente a través de la misma, no exceda de 1 R/h a un (1 ) metro; o si la radiación proveniente de la apertura llegare al paciente, 30 R/h a cinco (5) centímetros de la apertura externa para equipos que operen a potenciales mayores de 60 kVp; en equipos que operan a potenciales inferiores o iguales a 60 kVp, el escape será de 0.1 R/h. c. En el panel de control deberá indicarse la presencia o la ausencia de filtros añadidos. d. Se proveerá de un cronómetro automático o medidor de exposición, para terminar ésta, luego de transcurrido un intervalo de tiempo prefijado; y, e. Se proveerán medios para los cuales el operador pueda terminar la exposición en cualquier momento. Art. 90.- Blindaje.- Las características del blindaje serán las siguientes: a. Las paredes, piso y techo, hacia los cuales pudiera apuntarse el haz útil de radiación deberán tener barreras primarias de una altura mínima de dos metros sobre el nivel del piso; b. Se proveerán de barreras secundarias en todas aquellas paredes, piso y techo que, por restricciones en la orientación del haz útil de radiación , no puedan ser afectadas directamente por dicho haz; c. Para que equipo opere sobre cincuenta (50) kVp, el panel de control estará dentro de una cabina protectora provista de un intercierre en la puerta y localizada fuera del salón de tratamiento. Este intercierre permitirá que la máquina se apague automáticamente en caso de que cualquier puerta del salón de tratamientos sea abierta; y, d. Se proveerán luces intermitentes de advertencia en la puerta de acceso a los cuartos de tratamiento, que se encenderán cuando se esté emitiendo el haz útil de radiación. Art. 91.- Procedimientos de Operación.- Se adoptarán los siguientes procedimientos de operación: a. Toda nueva instalación o instalaciones existentes que no hayan sido previamente inspeccionadas deberán ser objeto de ellas por un inspector de la CEEA; 299 b. Cuando sea necesario mantener a un paciente en posición adecuada para terapia de radiación, se usarán únicamente artefactos mecánicos de soporte; c. El rendimiento de la máquina deberá ser calibrado cada seis meses por el Licenciatario y verificado por un Inspector de la CEEA. Se repetirá la calibración después de cualquier cambio o reemplazo en el equipo generador, que pudiera alterar la emisión de Rayos X. Además debe existir una calibración para cada tipo y espesor de filtro, kilovoltaje y mili amperaje; d. Las pruebas de fuga de radiación, deberán ser efectuadas por lo menos una vez cada año; e. El Licenciatario deberá mantener los registros de las calibraciones y pruebas efectuadas en el equipo a disposición de la CEEA; y, f. El Licenciatario podrá obtener servicios de calibración y pruebas de fuga para sus equipos, en la CEEA, como se ha indicado en los artículos 37, y 43 de este Reglamento. CAPÍTULO VII MÁQUINAS DE RAYOS X EN RADIOGRAFÍA INDUSTRIAL Art. 92.- Requisitos para el Uso.- Los equipos para el uso de radiografía industrial de máquinas de Rayos X pueden utilizarse sólo por instituciones y personas autorizadas que hayan recibido la licencia correspondiente. Para el efecto, se aplicarán las disposiciones de los artículos 55, 56 y 57, así como todas las disposiciones de este Reglamento. Art. 93.- Normas de Seguridad Radiológica.- Todo Licenciatario está obligado a vigilar que el personal que trabaje en un servicio de radiografía industrial lleve consigo durante el trabajo, un dosímetro personal certificado por la CEEA. Art. 94.- Puesta en marcha del Equipo.a. Todo equipo, antes de ser puesto en marcha, deberá ser inspeccionado por la CEEA; y, b. El importador debe satisfacer cualquier demanda de seguridad radiológica en la operación del equipo que se deba a defecto de fabricación o daño del mismo durante su transporte. Es obligación del Licenciatario responsable de la unidad operativa, calibrar el equipo, en lo cual, mediante acuerdo, puede cooperar la CEEA, tomando en cuenta lo dispuesto en el artículo 43 de este Reglamento. 300 Art. 95.- Aprobación para el Uso del equipo por el Licenciatario.- Luego de una inspección a la instalación y al equipo, se extenderá la licencia correspondiente a la instalación y el certificado de habilitación al equipo. Art. 96.- Otras disposiciones.- Se observarán, además, las siguientes Reglas: a. Se tomarán, en cuanto sean aplicables, las regulaciones dadas para equipos de Rayos X usados en diagnóstico; y, b. Previa a la concesión de la licencia, cada solicitante permitirá una evaluación del equipo y de sus procedimientos de trabajo. TÍTULO SEXTO MÁQUINAS GENERADORAS DE RADIACIONES Y PARTÍCULAS NUCLEARES DE CUALQUIER TIPO CAPÍTULO I PROPÓSITO Y ALCANCE Art. 97.- Requisitos Generales.- Las máquinas generadoras de radiación y partículas nucleares se someterán a las normas de seguridad radiológica señaladas en este Título. CAPÍTULO II DISPOSICIONES GENERALES Art. 98.- Importación.- Para la concesión del permiso de importación de este tipo de equipos, las personas o instituciones interesadas deberán cumplir las disposiciones de este capítulo. Art. 99.- Localización del equipo y facilidades de trabajo.- Se proporcionará un plano de localización del edificio y un plano detallado del local donde va a instalarse el equipo. Además, se proporcionará una descripción cronológica de los trabajos a ser realizados para adecuar convenientemente las instalaciones requeridas, para la eficiente operación del equipo. Art. 100.- Seguridad Radiológica.- El solicitante queda obligado a satisfacer lo siguiente: 301 a. Disponer del equipo de protección necesario para evitar posibles riesgos del personal; b. Notificar a la CEEA por lo menos con seis meses de anticipación , sobre el tipo de radiación o partículas que serán generadas por el equipo; c. Facilitar las inspecciones y el control que la CEEA demande; y, d. Proporcionar al personal que trabaje con el equipo o tenga acceso al mismo, los dosímetros individuales exigidos por la CEEA. Art. 101.- Seguridad Industrial.- El solicitante está obligado a cumplir todos los requerimientos de seguridad industrial que la CEEA prescriba, de acuerdo a las leyes y reglamentos sobre la materia, que se hallen vigentes en el país. Art. 102.- Licencias.- Cumplidos los requisitos anteriormente mencionados , el solicitante recibirá la licencia correspondiente para la importación del equipo. La Dirección General de Aduanas no podrá proceder a los trámites de importación, ni permitir al entrega de un equipo de esta clase, sin la autorización de la CEEA. Art. 103.- Puesta en marcha del equipo.- El Licenciatario, para poder poner en marcha uno de estos equipos, debe observar lo siguiente: a. Mantener como operador del equipo a un profesional especializado en su manejo; b. Notificar a la CEEA, por lo menos con diez días laborables de anticipación , sobre la fecha y hora en que el equipo va a ser puesto en marcha por primera vez, de manera que el Inspector de Seguridad Radiológica pueda asistir a tal evento y extienda la certificación correspondiente. 302 TÍTULO SÉPTIMO NORMAS PARA EL PERSONAL QUE TRABAJA EN EL CAMPO DE LAS RADIACIONES CAPÍTULO I PROPÓSITO Y ALCANCE Art. 104.- Licencias de Trabajo.- Solamente las personas que estén debidamente autorizadas mediante una licencia concedida por la CEEA pueden trabajar en el campo de las radiaciones. Art. 105.- Tiempo de Validez de las Licencias.- Todas las licencias para personal y para instituciones caducarán a los cuatro años. Art. 106.- Licencia a Profesionales e Instituciones.Las licencias a profesionales en el campo de Radiodiagnóstico que no sean referentes a Medicina Dental ni Veterinaria y en Radioterapia y Medicina Nuclear, serán concedidas por la CEEA a petición de las Sociedades Correspondientes. En cuanto a otras personas, las licencias serán concedidas por la CEEA a petición del interesado. Las licencias para instituciones serán concedidas por la CEEA previa inspección a los locales y equipos. CAPÍTULO II SOLICITUD Y CONCESIÓN DE LICENCIAS A PERSONAL PARAMÉDICO Y AUXILIAR EN GENERAL Art. 107.- Clasificación de las Licencias.- Las licencias se clasifican de la siguiente manera: a. Las licencias a profesionales (médicos, ingenieros, etc.) tendrán denominación de licencia A; , la b. Las licencias a personal paramédico denominación de licencia B; y, la y auxiliar en general tendrá c. Las licencias a instituciones, tendrán la denominación de licencias C. Art. 108.- Trámite.- Las solicitudes de licencias para personal paramédico y auxiliar en general, que trabaje en radiaciones se harán a la CEEA, la cual extenderá previa aprobación de idoneidad profesional del candidato. 303 Art. 109.- Solicitud y Concesión de Licencias a Personal que trabaje con máquinas de Rayos X, Máquinas Generadoras de Radiación y Partículas Nucleares con Fines no Médicos.- Las solicitudes del personal auxiliar relacionado con la operación de equipos de Rayos X en industria y de máquinas generadoras de radiación y partículas nucleares aplicadas con fines no médicos, serán presentadas por el candidato a la CEEA, la que juzgará y extenderá la licencia de carácter individual e intransferible, la misma que tendrá la denominación establecida en el Art. 107. Art. 110.- Solicitud y Concesión de Licencias a Personal que trabaje con otros tipos de Máquinas Generadoras de Radiación y Partículas Nucleares.- Las solicitudes del personal técnico asistente relacionado con la operación de cualquier tipo de máquinas no clasificadas bajo las denominaciones anteriores que, no obstante, se encuentren relacionadas con las ciencias nucleares y atómicas, serán presentadas a la CEEA, la que juzgará y extenderá la licencia de carácter individual e intransferible, la misma que tendrá la denominación establecida en el Art. 107 de este Reglamento. CAPÍTULO III INSCRIPCIÓN DE NOMBRAMIENTOS Art. 111.- Requisitos para Inscripción de Nombramientos.- La Dirección Nacional de Personal, para inscribir el nombramiento de personal que vaya a desempeñar funciones en el campo de las radiaciones, deberá exigir la licencia correspondiente extendida por la CEEA. CAPÍTULO IV CONTROL DEL ESTADO DE SALUD DEL PERSONAL QUE TRABAJA CON RADIACIONES Art. 112.- Exámenes Médicos del Personal.- El personal directamente involucrado en trabajos con radiaciones ionizantes, se sujetará a las siguientes disposiciones: a. Toda persona que trabaje por primera vez en el campo de las radiaciones, cualesquiera sean sus responsabilidades, tiene que someterse a un examen médico adecuado antes de iniciar sus tareas, practicado por un profesional del departamento de Riesgos de Trabajo del Instituto Ecuatoriano de Seguridad Social. Este será el requisito previo a la concesión de la licencia por parte de la CEEA; 304 b. El personal que se encuentra laborando en el campo de las radiaciones se someterá anualmente a un examen médico; c. En el caso de trabajadores que ya estén laborando en el campo de las radiaciones, a la fecha de promulgación de este Reglamento, los exámenes médicos necesarios para obtener la licencia correspondiente serán realizados por el Instituto Ecuatoriano de Seguridad Social; d. Dados los problemas médicos particulares que plantea el trabajo con radiaciones en el caso de las mujeres en edad de concebir , deberán adoptarse todas las precauciones para garantizar que no reciban dosis sobre las máximas permisibles; y, e. Se prohíbe que el personal femenino es estado de gravidez, reconocido por diagnóstico médico, esté en contacto con radiación. Si tal es el caso, esa persona será destinada a labores que no sean de contacto directo con las radiaciones ionizantes. CAPÍTULO V HORAS DE TRABAJO, VACACIONES Y JUBILACIÓN Art. 113.- Regulaciones.- Las horas de trabajo y vacaciones de todo el personal que labore en contacto directo con las radiaciones ionizantes, se sujetarán a las disposiciones dadas en el presente capítulo. Art. 114.- Prohibición de Trabajar Horas Extras.- El personal paramédico y auxiliar en general que trabaje con máquinas o fuentes de radiación, no podrá, bajo ninguna circunstancia, laborar más de 8 horas mensuales suplementarias. Toda infracción a lo dispuesto en este artículo, será sancionada por la CEEA de acuerdo al Título Octavo. Art. 115.- De las Vacaciones.- Siendo el trabajo con radiaciones una profesión riesgosa y considerando tanto sus efectos a largo plazo, como las condiciones de trabajo que, hasta el presente, no han sido óptimas, el período de vacaciones estará sujeto a una ley especial. Las vacaciones que correspondan a un empleado que labora en contacto directo con las radiaciones ionizantes, no podrán ser compensadas económicamente, ni podrán acumularse. Art. 116.- De la Jubilación.- Por las razones expuestas en el Art. 115, el tiempo para la jubilación estará sujeto a una ley especial. 305 CAPÍTULO VI OBLIGACIONES ESPECIALES DE LOS EMPLEADORES Art. 117.- Cuidados Especiales por Sobredosis de Radiación.- Toda persona que en forma accidental se haya expuesto a una sobredosis de radiación, tendrá derecho a cuidados especiales hasta su total recuperación, asumiendo su patrono los gastos que tal recuperación implique, sea a través de los servicios del Instituto Ecuatoriano de Seguridad Social, o mediante otros servicios adecuados. CAPÍTULO VII RIESGOS DE TRABAJO Y ENFERMEDADES PROFESIONALES Art. 118.- Riesgos de Trabajo.- Toda persona que se dedique a labores que la expongan a un contacto permanente con las radiaciones ionizantes, queda expuesta a la posibilidad de sufrir lesiones inmediatas o mediatas, y por consiguiente, debe estar consciente de los efectos acumulativos de la radiación. Art. 119.- Enfermedades Profesionales.- La energía atómica es un patrimonio científico de la civilización moderna y solamente es útil cuando se conoce como usarla correctamente, pues el uso inapropiado puede conducir a grandes siniestros. La exposición continúa a las radiaciones puede ocasionar diversos tipos de enfermedades cuyo resumen se presenta en el Apéndice VIII-1.- En el presente Reglamento se determinan dichos riesgos y las medidas preventivas correspondientes. Art. 120.- Determinación de Dosis Absorbidas por personas que hayan estado en contacto con las Radiaciones Ionizantes.- La CEEA realizará una labor de permanente supervisión para salvaguardar la salud de todos los ecuatoriano que trabajen con radiaciones. La radiometría de locales e inspección de equipos solamente tiende a proteger a los usuarios. Cuando dichas medidas hayan sido efectuadas por la CEEA, se realizarán cálculos de la dosis biológica equivalente, a la cual ha estado expuesto el trabajador durante todo el tiempo que ha laborado en contacto con radiaciones ionizantes. La fórmula utilizada será la siguiente: 5 (N – 18) rem N representa la edad del individuo en número de años y fracción del inmediato superior. De acuerdo a los resultados obtenidos, se procederá como se indica en los artículos siguientes: 306 Art. 121.- Dosis Absorbida en 5% de la Máxima Permitida.- Si, se encuentra que la dosis absorbida está dentro de un límite de 5% del valor máximo permisible, la CEEA notificará al empleador para que su empleado pueda continuar laborando en su servicio, siempre que se adecuen las instalaciones para que reciba una dosis de radiación inferior. Art. 122.- Suspensión del Trabajador y Bonificaciones.- Si, mediando las condiciones de sobredosis detalladas en este Reglamento, el empleador no pudiere continuar utilizando los servicios del empleado, se dará por terminado el contrato de trabajo y el empleador pagará al trabajador cesante las indemnizaciones previstas para el caso de despido intempestivo y, además el equivalente a un mes de remuneración, por cada año de trabajo prestado en contacto directo con las radiaciones ionizantes. Por los lapsos que no completaren un año, se pagará la parte proporcional. Tendrá que ser demostrado por el empleado, que fue culpa del empleador por condiciones no óptimas de trabajo o accidente de trabajo con la reconstrucción de hechos. Art. 123.- Control de Salud del Trabajador Sobre-expuesto.- El trabajador sobreexpuesto a radiaciones ionizante tiene derecho a que se le efectúe análisis clínicos y metabólicos completos, a cargo del SEIS. Si se encontraren anormalidades que puedan ser catalogadas dentro del Apéndice VIII- 1, el Departamento de Riesgos de Trabajo del IESS, evaluará y dictaminará si éstas provienen de efectos causados por exposición de trabajo a niveles de radiación excesiva, y aquella será considerada como enfermedad profesional. En presencia de enfermedades profesionales diagnosticadas por especialistas reconocidos, conjuntamente por el Instituto Ecuatoriano de Seguridad Social y por la CEEA, el trabajador tiene derecho a las compensaciones fijadas por el IESS, que estén vigentes a la fecha de producirse el diagnóstico médico. CAPÍTULO VIII COMPENSACIÓN POR ACCIDENTES DE RADIACIÓN 124.- Categorías.- Los accidentes de trabajo, para personas que laboren en contacto directo con radiaciones ionizantes, se sujetarán a lo previsto para el efecto en el Código de Trabajo con las modalidades determinadas en los artículos siguientes: Art. 125.- Informe sobre el Accidente.- Los informes sobre accidentes de trabajo serán emitidos por la CEEA, la Sociedad correspondiente y el Departamento de Riesgos de Trabajo del Instituto Ecuatoriano de Seguridad Social. Art. 126.- Normas que regulan las Indemnizaciones por Accidentes.- En caso de accidente del trabajador, se aplicarán las normas señaladas en el Código de trabajo y en la Ley del Instituto Ecuatoriano de Seguridad Social. 307 Art. 127.- Accidentes por Negligencia del Empleador.- Si un accidente resultare como consecuencia de una orden emanada por un supervisor o representante del empleador , a sabiendas de que lo ordenado pudo exponer gravemente al trabajador a los efectos de dosis excesivas de radiación , el responsable será enjuiciado penalmente, pues se considerará como si se tratare de daños a terceros, con conocimientos de causa. Art. 128.- Remuneraciones para trabajadores en el Campo de las Radiaciones.Para los trabajadores en el campo de las radiaciones, las comisiones de salario mínimo, fijarán las remuneraciones correspondientes, tomando en cuenta los riesgos a que aquellos se hallan expuestos. APÉNDICE VIII-1 ENFERMEDADES CAUSADAS POR RADIACIONES Art. 129.- Regla General.- Para los efectos señalados en las leyes laborales y de seguridad social, se entenderán como enfermedades profesionales: a. Dosis de exposición acumulativa (cuerpo entero). De acuerdo a la constitución física del individuo, la exposición contínua de radiación ionizante, sobre los niveles de radiactividad natural puede producir las siguientes enfermedades: 1. Lesiones superficiales: Dermatitis, depilación y pérdida de brillo de las uñas. 2. Lesiones Hematopoyéticas: Linfopenia, leucopenia, anemia, leucemia y pérdida de inmunidad específica. 3. Propensión a tumores malignos: Carcinoma de la piel y sarcoma. 4. Reducción del promedio de duración de la vida. 5. Aberraciones genéticas: Mutaciones genéticas directas o aberraciones cromosomáticas. 6. Otros efectos: Cataratas lenticulares, esterilidad. b. Dosis de exposición única (cuerpo entero). Las estadísticas de accidentes de sobreexposición a radiación y el empleo de explosivos con fines militares, han permitido establecer las relaciones de dosis efecto que constan en la siguiente tabla: 308 DOSIS (Rem) 0 -50 30-120 EFECTOS Efectos no detectables inmediatamente Náuseas y vómitos por un día. Fatiga por tiempo variable Efectos tardíos. 130-160 Enfermedades manifiestas. Síntomas de vómitos y Fatiga persistente por tiempo variable. Efectos tardíos. 180-220 Mortalidad en un 5%. Difícil recuperación Total. Efectos tardíos. 270 -330 Lo mismo que lo anterior. Síntomas más Acentuados. 400-750 Mortalidad en un 100% Nota.- La radiación, como cualquier otro agente contaminante, presenta daño mayor en gente desnutrida. TÍTULO OCTAVO SANCIONES A INFRACCIONES COMETIDAS A LO ESTIPULADO EN EL PRESENTE REGLAMENTO CAPÍTULO I DISPOSICIONES GENERALES 130.- Irradiación no justificada de menores.- Los menores de edad pueden someterse a exámenes y aún a tratamientos que involucren exposición a la radiación, únicamente por prescripción médica. Cualquier persona que sea responsable de la exposición no justificada de menores, será sancionada con multa equivalente a treinta salarios vitales mensuales del trabajador en general, y la suspensión definitiva de la licencia en caso de que éste sea un Licenciatario. Art. 131.- No localización de señales de precaución, símbolos de Radiación y Etiquetas.- Si, en una inspección, se encontrare el local inspeccionado sin señales de precaución, símbolos de radicación y etiquetas, se concederá el plazo de quince días para colocar los mismos, en los sitios que la CEEA designará por medio del Inspector de Seguridad Radiológica. Si al cabo de este tiempo no se los hubiere colocado, se 309 aplicarán las siguientes sanciones a la institución o licenciatario responsable de la unidad operativa: a. Multa equivalente a un salario vital mensual del trabajador en general por cada día de demora en colocarlos; y, b. Si la demora fuere de más de treinta días, se procederá a la clausura de la instalación. 132.- Personal no instruido debidamente.- Si al realizar una inspección, se encontrare que el personal no está debidamente instruido sobre las precauciones que se debe tomar en el manejo de máquinas y fuentes de radiación, de cualquier tipo que éstas fueren, se procederá en la siguiente forma: a. Se dará al Licenciatario, según sea el caso, el plazo de sesenta días para que cumpla este requisito; y , b. Si vencido el plazo concedido, no se cumpliere con lo dispuesto en este artículo, se sancionará a la persona responsable con multa equivalente a treinta salarios vitales mensuales del trabajador en general y deberá retirar al personal no instruido, hasta el cumplimiento del requisito. Art. 133.- Falta de Información por parte del Patrono.- Si el empleador dejare de notificar las dosis de exposición anuales, a las que sus empleados han sido expuestos por el tiempo que señale este reglamento o hasta quince días después de que sus empleados han cesado en sus funciones, se le sancionará de acuerdo a las siguientes disposiciones: a. Con multa equivalente a un salario vital mensual del trabajador en general, por cada día de demora; y, b. Si la demora es superior a treinta días, se procederá a la suspensión de la licencia, en el caso de que el responsable sea un Licenciatario, hasta que presente la información respectiva. Art. 134.- Dificultades puestas a Inspecciones de Servicios o Instalaciones.- Se notificará al Licenciatario con la debida anticipación, sobre la fecha y hora de la inspección. En caso de que el Licenciatario no de las facilidades necesarias o no permita la presencia de un Inspector de Seguridad Radiológica, se procederá a la clausura del servicio o instalación y, además, se impondrá una multa equivalente a siete salarios vitales mensuales del trabajador en general, a la persona responsable que no permita la inspección. 310 Art. 135.- Clausura y reapertura de Servicios o Instalaciones.- Las infracciones graves a lo dispuesto en el Reglamento de Seguridad Radiológica se sancionarán con la clausura de servicios o instalaciones. La reapertura de los mismos podrá llevarse a cabo cuando se considere que se han subsanado los problemas por los cuales los servicios o instalaciones fueron clausurados previo pago de un salario vital mensual, por costos de trámite. CAPÍTULO II INFRACCIONES EN EL USO O MANEJO DE RADIOISÓTOPOS Y DESECHOS DE MATERIALES RADIACTIVOS Art. 136.- Transferencia de Radioisótopos Usados como Fuentes Abiertas.- A cualquier Licenciatario, que transfiera radioisótopos en actividades superiores a las especificadas en el Anexo II, sin notificar a la CEEA, se le suprimirá la licencia por treinta días y se le impondrá multa de tres salarios mensuales. La reincidencia será sancionada con la suspensión de la licencia en forma definitiva y una multa de 15 salarios. Art. 137.- Infracciones en el Uso y Manejo de Radioisótopos como Fuentes Selladas.- A cualquier Licenciatario que, sin previa autorización, transfiera fuentes selladas de radioisótopos, se le impondrá la multa de siete salarios y se le suspenderá la licencia por seis meses. En caso de que se ocasionaren daños a terceros, el responsable será enjuiciado penalmente, pues se presumirá que los daños a terceros han sido ocasionados intencionalmente. La reincidencia será sancionada con la suspensión definitiva de la licencia y una multa de treinta salarios. Se exceptúa de lo establecido en los incisos anteriores, las fuente selladas de actividad menor usadas para calibración de instrumentos de detección nuclear, las cuales pueden ser transferidas entre Licenciatarios, quienes estarán obligados a notificar a la CEEA en los casos de daño o sospecha de fuga o destrucción de las mismas. Art. 138.- Contabilidad de Radioisótopos Usados como Fuentes Abiertas.Cualquier Licenciatario que no informe sobre la contabilidad de radioisótopos usados como fuentes abiertas, será sancionado de acuerdo a las siguientes reglas: a. La demora de más de quince días en informar sobre el uso dado a radioisótopos recibidos se sancionará con un salario . Si la demora es mayor de treinta días, además de la imposición de la multa de 30 salarios se le suprimirá la licencia por un año; 311 b. En el caso de que el Licenciatario se vea imposibilitado de cumplir lo exigido por disposición de un superior, esté último será sancionado con treinta salarios de multa; y, c. Cualquier Licenciatario que proporcione datos falsos en la contabilidad de radioisótopos, será sancionado con una de treinta salarios y la suspensión definitiva de su licencia, sin perjuicio de la acción judicial correspondiente por perjuicios que ocasionare. Art. 139.- Desechos de Material Radiactivo.- Cualquier Licenciatario que deseche materiales radiactivos en exceso de los límites de concentración en agua, establecidos internacionalmente, será sancionado con la multa equivalente a diez salarios vitales mensuales del trabajador en general. CAPÍTULO III INFRACCIONES EN LA ADQUISICIÓN Y USO DE MÁQUINAS DE RAYOS X Y MÁQUINAS GENERADORAS DE RADIACIÓN O PARTÍCULAS NUCLEARES Art. 140.- Falta de notificación.- La falta de notificación en el tiempo prescrito en este reglamento, se sancionará con la multa equivalente a un salario vital mensual del trabajador en general, por cada día de demora en cumplir la notificación. Art. 141.- Equipo o Local que no cumpla las especificaciones en relación a Seguridad Radiológica.- Si, luego de una inspección , se encontrare que el local o equipo no cumple con las especificaciones de Seguridad Radiológica, al Licenciatario se le dará él plazo de noventa días para cumplir este requisito. En caso de que en este plazo, no se cumpliere con los dispuesto, se procederá a la clausura de la instalación. Las mismas disposiciones se aplicarán para máquinas generadoras de radiación o de partículas nucleares de cualquier tipo. CAPÍTULO IV INFRACCIONES CONTRA EL PERSONAL QUE TRABAJA EN EL CAMPO DE LAS RADIACIONES Art. 142.- Falsificación de documentos o datos falsos en Solicitudes de Licencias.- En caso de comprobarse falsificación o presentación de datos falsos para cualquier tipo de licencia, la CEEA negará la licencia definitivamente, ya sea al profesional o a la institución que incurriere en dicha falta. 312 Esta disposición se aplicará a todo tipo de actividades que tengan relación con el campo de las radiaciones. Art. 143.- Impedimentos sobre las Vacaciones.- El empleador que no concediere las vacaciones a que tienen derecho los trabajadores en el campo de las radiaciones, será sancionado con la multa equivalente a siete salarios vitales mensuales del trabajador en general. Art. 144.- Caso de Obligar a trabajar horas extras.- El empleador que obligue a un trabajador del campo de radiaciones, a laborar más de 8 horas mensuales suplementarias será sancionado con la multa equivalente a siete salarios mensuales del trabajador en general. CAPÍTULO V DESTINO DE LOS FONDOS OBTENIDOS POR MULTAS Art. 145.- Empleo de los Fondos.- Los valores recaudados por concepto de multas impuestas de conformidad con el presente Reglamento, se depositarán en una cuenta corriente especial, que la CEEA abrirá en el Banco Central del Ecuador. La CEEA empleará este dinero en la compra de equipo para mejorar el control de Seguridad Radiológica y preparación de personal del país, o para el pago de aportaciones voluntarias al Organismo Internacional de Energía Atómica (OEA), lo que facilita asistencia técnica extraordinaria en caso de necesitarse. TÍTULO NOVENO DISPOSICIONES VARIAS PARA EL REGLAMENTO DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA CAPÍTULO I ORGANIZACIÓN DEL CONTROL DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA EN LA REPÚBLICA DEL ECUADOR Art. 146.- División de Zonas.- Para poner en ejecución al presente Reglamento de Seguridad Radiológica, la República del Ecuador se dividirá en 3 zonas , atendiendo a la densidad de los usuarios de fuentes de radiación. 313 La sede de la primera zona será la ciudad de Quito, de la segunda zona la ciudad de Guayaquil y de la tercera zona la ciudad de Cuenca. De acuerdo al crecimiento del número de usuarios de máquinas y fuentes de radiaciones, se podrán establecer las subsanas que se crean convenientes. Art. 147.- Personal necesario para la aplicación del presente Reglamento.- Habrá un Jefe Nacional de Seguridad Radiológica. Cada zona tendrá su Jefe de Zona, el cual debe haber realizado estudios de postgrado en ciencias relacionadas con física de radiaciones , y tener experiencia en dicho campo. Cada Jefe de Zona tendrá como ayudantes a los Inspectores de Seguridad Radiológica, en número tal, que realicen un trabajo eficiente, cubriendo las necesidades de los usuarios de máquinas y fuentes de radiación en su zona. CAPÍTULO II INFRACCIONES COMETIDAS CONTRA EL PERSONAL QUE TRABAJA EN SEGURIDAD RADIOLÓGICA Art. 148.- Sanciones.- Cualquier ofensa, de palabra u obra, contra el personal que trabaje en Seguridad Radiológica, cuando éste se halle en ejercicio de sus funciones, será sancionado de acuerdo a lo prescrito en el Título Tercero “De los Delitos contra la Administración Pública” Capítulo I “ De la Rebelión y Atentados contra Funcionarios", del Código Penal vigente. En el caso de tratarse de un Licenciatario, se le suspenderá, además, la licencia. CAPÍTULO III CLAUSURA Y REAPERTURA DE SERVICIOS EN INSTALACIONES DONDE SE USEN FUENTES DE RADIACIÓN DE CUALQUIER TIPO Art. 149.- Clausura de Servicios e Instalaciones.- Cuando un funcionario del Servicio Nacional de Seguridad Radiológica considere que, por violaciones previstas en este Reglamento, es necesario la clausura de servicios o instalaciones, donde máquinas y fuentes de radiación estén siendo usadas, procederá en la siguiente forma: a. Comunicará el particular al Jefe Nacional de Seguridad Radiológica, dando la información adecuada; 314 b. El Jefe Nacional, a su vez, comunicará el particular a la sociedad profesional que tenga relación con el interesado; c. En el plazo de ocho días se tomará la decisión; y, d. Se procederá a la clausura, poniendo el sello de clausura, acompañado de la autoridad de Gobierno que sea el caso. Art. 150.- Reapertura de Servicios e Instalaciones.- Cuando se hubieren subsanado los problemas por los cuales un servicio ha sido clausurado, el Jefe Nacional de Seguridad Radiológica puede proceder a disponer su reapertura, por intermedio de uno de los funcionarios de la institución, tomando en cuenta las siguiente disposiciones: a. Si han sido impuestas sanciones económicas por haberse infringido el presente reglamento, éstas deberán haber sido totalmente cubiertas; b. Satisfecho este requisito, el funcionario procederá a la reapertura del servicio o instalación, en compañía de la autoridad competente, y levantará el acta correspondiente; y, c. Una copia del acta será entregada al interesado, a la Sociedad a la que pertenece el interesado, y al Jefe Nacional de Seguridad Radiológica. CAPÍTULO IV VIOLACIÓN DE LOS SELLOS DE CLAUSURA Art. 151.- Sanción.- La violación de los sellos de clausura de Servicios o instalaciones, será sancionado de acuerdo con lo prescrito en el Código Penal, Título III, de los “Delitos contra la Administración Pública”, Capítulo III “ De la Violación de Sellos y Documentos”. CAPÍTULO V CONTROL DE DOSIMETRÍA PERSONAL Art. 152.- Organismo Competente.- El control de dosimetría personal por medio de dosímetros de película, recomendado internacionalmente para este fin continuará realizándose por la División de Radiobiología del Instituto Nacional de Higiene “Leopoldo Inquieta Pérez” en la ciudad de Guayaquil, sede de la Zona II. La CEEA, podrá, por razones de servicio, cambiar de institución o sede. 315 Cualquier otro tipo de dosimetría que se crea necesaria establecer, estará bajo el control de la División de Seguridad Radiológica de la CEEA. CAPÍTULO VI DE LA RECAUDACIÓN DE MULTAS IMPUESTAS POR VIOLACIONES AL PRESENTE REGLAMENTO Art. 153.- Procedimiento.- Las multas impuestas por violaciones al presente Reglamento, serán recaudas por los procedimientos establecidos en las leyes pertinentes. CAPÍTULO VII DISPOSICIONES FINALES Art. 154.- Radiaciones no Ionizantes.- Lo concerniente a radiaciones no ionizantes se regulará mediante Reglamento específico. Art. 155.- Futuras plantas, como reactores, laboratorio de radiofarmacia, etc., se regirán por reglamentos especiales inspirados en este Reglamento general. Art. 156.- Vigencia.- Este reglamento entrará en vigencia después de sesenta días de la fecha de su publicación en el Registro oficial, y prevalecerá sobre cualquier disposición reglamentaria que se le oponga. (Tomado del Reglamento de Seguridad Radiológica, publicado mediante Decreto Ejecutivo Nº 3640, Registro Oficial Nº 891, miércoles 8 de agosto de 1979) ES FIEL COPIA DEL ORIGINAL 316 ANEXOS ANEXO 1 TRANSPORTE DE MATERIALES RADIACTIVOS MATERIALES RADIACTIVOS QUE EXIGEN SERVICIO DE TRANSPORTE Agricultura y alimentación Investigaciones sobre fertilizantes y el agua. Investigaciones sobre la alimentación del ganado. Lucha contra los insectos. Conservación de alimentos. Salud humana Radiofármacos para diagnóstico y tratamiento Diagnósticos in vitro. Esterilización de productos médicos Industria Mediciones en procesos industriales (espesor, densidad, caudal, etc.). Experimentos con trazadores, por ejemplo para medir el desgaste y la corrosión. Exámenes no destructivos, como por ejemplo gammagrafía y radiografía neutrónica. Producción de electricidad nuclear. Aplicaciones hidrológicas, geológicas y ecológicas Identificación de fuentes hídricas. Identificación de fuentes de contaminación. Determinación de vías (movimiento). Datación 317 RESUMEN DE ENSAYOS MECÁNICOS PARA LOS BULTOS TIPO A y B Requisitos de ensayo para los bultos Tipo A Además de soportar las condiciones ambientales normales, tales como temperaturas altas y bajas y una presión atmosférica reducida, los bultos del Tipo A, deben ser capaces de retener su contenido y mantener la integridad de su blindaje, al ser sometidos a: Ensayo de caída libre Se deja caer el bulto sobre un blanco duro (un bloque de hormigón) de manera que se causen daños máximos a los dispositivos de seguridad que se quiera ensayar. En la mayoría de los casos, la altura de caída medida entre el punto más bajo del bulto y la superficie superior del blanco es de 1.2 m. Los bultos pesados, es decir los de más de 1.5 t., se dejan caer desde una altura menor. Para los bultos cuyo contenido se presenta en forma líquida o gaseosa, la altura es de 9 m. Ensayo de aspersión El bulto se someterá, durante una hora, a una aspersión con agua que simule una lluvia de 5 cm/hora. 318 Ensayo de compresión El bulto se somete durante 24 horas a una carga de compresión igual a la mayor de las siguientes: 5 veces el peso real del bulto, o bien, el resultante de multiplicar 1300 Kg/m2 por el área de la proyección vertical del bulto. La carga se aplica uniformemente sobre lo que se considere parte superior del bulto. Ensayo de penetración El bulto se coloca sobre una superficie rígida, plana y horizontal y desde una altura de 1 metro (1.7 m en el caso de los bultos con contenido liquido o gaseoso) se deja caer una barra de 3.2 cm de diámetro con un extremo hemisférico y un peso de 6 Kg, con su eje longitudinal en posición vertical, de manera que caiga en el centro de la parte más débil del bulto. 319 Requisitos de ensayo para los bultos Tipo B Ensayos mecánicos Ensayo mecánico tipo I (impacto) Todo bulto debe someterse a dos ensayos: un ensayo de impacto y otro de penetración (o ensayo de perforación). Estos ensayos consisten en dejar caer el bulto sobre dos blancos diferentes, de suerte que se produzca el mismo daño. En el ensayo de caída o impacto, el bulto se deja caer desde una altura de 9 metros sobre una superficie plana, horizontal y rígida. 320 Ensayo mecánico tipo II (penetración) En el otro ensayo, el bulto se deja caer desde una altura de 1 metro, sobre una barra de acero dulce, de 15 cm de diámetro. La barra se monta en forma rígida, perpendicular a la superficie del blanco y debe tener por lo menos 20 cm de altura sobre su base. En 1985 en el Reglamento se introdujo una prueba optativa, en lugar del ensayo de caída libre desde 9 m: se prescribe un ensayo de aplastamiento para algunos bultos ligeros del Tipo B. El bulto se coloca sobre un blanco rígido, de forma que sufra el máximo daño al dejar caer sobre él, una masa de acero de 500 Kg., desde una altura de 9 m. Ensayo térmico 321 El bulto debe estar totalmente rodeado por un ambiente térmico, con una temperatura de por lo menos 800° C., durante 30 minutos. La combustión de los componentes del bulto, de producirse, ha de dejarse que continúe hasta la autoextinción. Ensayo de inmersión en agua La mayoría de los bultos deben sumergirse en agua, a una presión equivalente a 15 metros de profundidad, como mínimo, durante un período no inferior a 8 horas. Algunos bultos para el transporte de combustible nuclear irradiado, deben sumergirse en agua, a una presión equivalente a una profundidad de 200 metros, como mínimo, durante un período no inferior a 1 hora, sin que haya escapes. 322 CATEGORÍAS DE ETIQUETAS CATEGORÍA I-BLANCA.- Para bultos cuyo nivel máximo de radiación en la superficie no rebasa 0.005 mSv/h y no requieren manipulación especial. CATEGORÍA II-AMARILLA.- Para bultos cuyo nivel máximo de radiación en la superficie no excede de 0.5 mSv/h y requieren poca o ninguna manipulación especial. 323 CATEGORÍA III-AMARILLA.- Para bultos cuyo nivel de radiación en la superficie no sobrepasa 2 mSv/h, así como para bultos de mayor nivel de radiación y de otras clases que requieren manipulación especial. 324 ANEXO 2 EJERCICIOS ACTIVIDAD Se determinó que la actividad de una fuente de Cs-137 era 8 Ci al 10 de mayo de 1981. ¿Cuál fue la actividad para el 13 de noviembre de 2013? Periodo de semidesintegración (vida media) Cs-137 es 30,15 años. 𝐹𝑒𝑐ℎ𝑎 𝑖𝑛𝑖𝑐𝑖𝑎𝑙: 10 − 05 − 1981 𝐹𝑒𝑐ℎ𝑎 𝑓𝑖𝑛𝑎𝑙: 13 − 11 − 2013 𝑇𝑖𝑒𝑚𝑝𝑜 𝑡𝑟𝑎𝑠𝑐𝑢𝑟𝑟𝑖𝑑𝑜: 32 𝑎ñ𝑜𝑠, 6 𝑚𝑒𝑠𝑒𝑠 𝑦 3 𝑑í𝑎𝑠 𝑇𝑖𝑒𝑚𝑝𝑜 𝑡𝑟𝑎𝑠𝑐𝑢𝑟𝑟𝑖𝑑𝑜 = 32 𝑎ñ𝑜𝑠 + 6 𝑚𝑒𝑠𝑒𝑠 ∙ 1 𝑎ñ𝑜 1 𝑎ñ𝑜 + 3 𝑑í𝑎𝑠 ∙ 12 𝑚𝑒𝑠𝑒𝑠 365 𝑑í𝑎𝑠 𝑇𝑖𝑒𝑚𝑝𝑜 𝑡𝑟𝑎𝑠𝑐𝑢𝑟𝑟𝑖𝑑𝑜 = 32 𝑎ñ𝑜𝑠 + 0,5 + 0,008 = 32,508 𝑎ñ𝑜𝑠 𝐴 = 𝐴0 ∙ 𝑒 𝐴 = 8 𝐶𝑖 ∙ 𝑒 𝑙𝑛2 −𝑡 ∙𝑇 1/2 𝑙𝑛2 − ∙32,508 𝑎ñ𝑜𝑠 30,15 𝑎ñ𝑜𝑠 𝑨 = 𝟑, 𝟕𝟖 𝑪𝒊 La actividad de una fuente de Co-60 es de 120 Ci para el 19 de diciembre de 2013, si la actividad inicial fue de 350 Ci, determine la edad de la fuente. Periodo de semidesintegración (vida media) Co-60 es 5,27 años. 𝐴 = 𝐴0 ∙ 𝑒 𝑙𝑛2 −𝑡 ∙𝑇 1/2 ln 𝐴 = ln 𝐴0 − ln 120 = ln 350 − 325 𝑙𝑛2 ∙𝑇 𝑡1/2 𝑙𝑛2 ∙𝑇 5,27 𝑎ñ𝑜𝑠 ln 120 − ln 350 = − 𝑇= 𝑙𝑛2 ∙𝑇 5.27 𝑎ñ𝑜𝑠 ln 120 − ln 350 ∙ 5,27 −𝑙𝑛2 𝑻 = 𝟖, 𝟏𝟑𝟖 𝒂ñ𝒐𝒔 Se determinó que la actividad de una fuente de Ir-192 era 125 Ci al 15 de noviembre de 2011. ¿Cuál fue la actividad para el 1 de mayo 2013? Periodo de semidesintegración (vida media) Ir-192 es 73.83 días. 𝐹𝑒𝑐ℎ𝑎 𝑖𝑛𝑖𝑐𝑖𝑎𝑙: 15 − 11 − 2011 𝐹𝑒𝑐ℎ𝑎 𝑓𝑖𝑛𝑎𝑙: 1 − 05 − 2013 𝑇𝑖𝑒𝑚𝑝𝑜 𝑡𝑟𝑎𝑠𝑐𝑢𝑟𝑟𝑖𝑑𝑜: 1 𝑎ñ𝑜, 5 𝑚𝑒𝑠𝑒𝑠 𝑦 16 𝑑í𝑎𝑠 𝑇𝑖𝑒𝑚𝑝𝑜 𝑡𝑟𝑎𝑠𝑐𝑢𝑟𝑟𝑖𝑑𝑜 = 1 𝑎ñ𝑜 ∙ 365 𝑑í𝑎𝑠 30 𝑑í𝑎𝑠 + 5 𝑚𝑒𝑠𝑒𝑠 ∙ + 16 𝑑í𝑎𝑠 1 𝑎ñ𝑜 1 𝑇𝑖𝑒𝑚𝑝𝑜 𝑡𝑟𝑎𝑠𝑐𝑢𝑟𝑟𝑖𝑑𝑜 = 365 + 150 + 16 = 531 𝑑í𝑎𝑠 𝐴 = 𝐴0 ∙ 𝑒 𝐴 = 125 𝐶𝑖 ∙ 𝑒 𝑙𝑛2 −𝑡 ∙𝑇 1/2 𝑙𝑛2 − ∙531 𝑑í𝑎𝑠 73,83 𝑑í𝑎𝑠 𝑨 = 𝟎. 𝟖𝟓 𝑪𝒊 ÍNDICE DE TRANSPORTE El valor de tasa de dosis a 1 metro de un bulto radiactivo es de 6,3 µSv/h. Determine el Índice de Transporte (IT). 𝐼𝑇 = 𝑁𝑅1𝑚 ∙ 100 𝑁𝑅1𝑚 = 6,3 𝜇𝑆𝑣 1 𝑚𝑆𝑣 ∙ ℎ 103 𝜇𝑆𝑣 𝑁𝑅1𝑚 = 6,3 × 10−3 326 𝑚𝑆𝑣 ℎ 𝐼𝑇 = 6,3 × 10−3 𝑚𝑆𝑣 ∙ 100 ℎ 𝑰𝑻 = 𝟎, 𝟔𝟑 El valor de tasa de dosis a 1 metro de un bulto radiactivo es de 0.12 mSv/h. Determine el Índice de Transporte (IT). 𝐼𝑇 = 𝑁𝑅1𝑚 ∙ 100 𝑁𝑅1𝑚 = 0.12 𝐼𝑇 = 0.12 𝑚𝑆𝑣 ℎ 𝑚𝑆𝑣 ∙ 100 ℎ 𝑰𝑻 = 𝟏𝟐 TASA DE DOSIS CON RESPECTO AL DISTANCIA A 15 centímetros de una fuente de Cs-137 se mide una tasa de dosis de 1mGy/hr. Determinar el valor de la tasa de dosis a 1 metro. 𝐷̇1 ∙ 𝑑12 = 𝐷̇2 ∙ 𝑑22 1 𝑚𝐺𝑦 ∙ 15 𝑐𝑚2 = 𝐷̇ 2 ∙ 100 𝑐𝑚2 ℎ𝑟 𝑫̇𝟐 = 𝟎. 𝟎𝟐𝟐𝟓 𝒎𝑮𝒚 𝒉𝒓 La tasa de dosis a 30 centímetros de distancia con respecto a una fuente de Am241 Be es de 10 mGy/h. Determine la distancia necesaria para disminuir la tasa de dosis a la mitad. 𝐷̇1 ∙ 𝑑12 = 𝐷̇2 ∙ 𝑑22 10 𝑚𝐺𝑦 𝑚𝐺𝑦 2 ∙ 30 𝑐𝑚2 = 5 ∙ 𝑑2 ℎ ℎ 𝑑22 = 1800 327 𝑑2 = √1800 𝒅𝟐 = 𝟒𝟐, 𝟒𝟑 𝒄𝒎 A 20 centímetros de una fuente de Co-60 se mide una tasa de dosis de 4mGy/hr. Determinar el valor de la tasa de dosis a 50 centímetros. 𝐷̇1 ∙ 𝑑12 = 𝐷̇2 ∙ 𝑑22 4 𝑚𝐺𝑦 ∙ 20 𝑐𝑚2 = 𝐷̇ 2 ∙ 50 𝑐𝑚2 ℎ𝑟 𝑫̇𝟐 = 𝟎. 𝟔𝟒 𝒎𝑮𝒚 𝒉𝒓 La tasa de dosis a 5 centímetros de distancia con respecto a una fuente de Ir192 es de 40 µGy/h. Determine la distancia necesaria para obtener un cuarto de la dosis inicial. 𝐷̇1 ∙ 𝑑12 = 𝐷̇2 ∙ 𝑑22 40 𝑚𝐺𝑦 𝑚𝐺𝑦 2 ∙ 5 𝑐𝑚2 = 10 ∙ 𝑑2 ℎ ℎ 𝑑22 = 100 𝑑2 = √100 𝒅𝟐 = 𝟏𝟎 𝒄𝒎 328 EXPOSICIÓN ¿Qué exposición total se obtendrá si una persona permanece expuesta en un campo de radiación de 20mR/h durante 15 minutos, luego en un campo de 6 mR/h durante 1,7 horas y finalmente en un campo de 70 mRh/h durante 8 minutos? 20 𝑚ℎ 1ℎ ∙ 15 𝑚𝑖𝑛 ∙ = 5 𝑚𝑅 ℎ 60 𝑚𝑖𝑛 6 70 𝑚ℎ ∙ 1,7 ℎ = 10,2 𝑚𝑅 ℎ 𝑚ℎ 1ℎ ∙ 8 𝑚𝑖𝑛 ∙ = 9.33 𝑚𝑅 ℎ 60 𝑚𝑖𝑛 𝐸𝑥𝑝𝑜𝑠𝑖𝑐𝑖ó𝑛 𝑡𝑜𝑡𝑎𝑙 = 5 + 10,2 + 9,33 𝑬𝒙𝒑𝒐𝒔𝒊𝒄𝒊ó𝒏 𝒕𝒐𝒕𝒂𝒍 = 𝟐𝟒, 𝟓𝟑 𝒎𝑹 329