CURSO para PERMISOS INDIVIDUALES
en GAMMAGRAFIA INDUSTRIAL
CAEND
EDICION : JULIO 2012
2
AUTORES
Lic. María Teresa Alonso
Lic. Eduardo Fraire
Ing. Roberto Segado
Sr. Jorge Talmadge
RECOPILACIÓN Y EDICIÓN
Lic. Eduardo Fraire
3
4
CONTENIDO
Capítulo 1
Conceptos Matemáticos
7
Capítulo 2
Conceptos básicos de Física Atómica
13
Capitulo 3
Interacción de la radiación
27
Capítulo 4
Efectos Biológicos
33
Capítulo 5
Criterios de Protección Radiológica
45
Capítulo 6
Protección Radiológica Ocupacional
53
Capítulo 7
Detectores de radiación
57
Capítulo 8
Cálculo de blindaje
69
Capítulo 9
Equipos y Fuentes Radiactivas para Gammagrafía Industrial
89
Capítulo 10
Transporte de material radiactivo
125
Capítulo 11
Accidentes en Gammagrafía
133
ANEXO I
Normativa Regulatoria aplicable a Gammagrafía Industrial
139
ANEXO II
Trabajo Seguro en Gammagrafía Industrial
147
ANEXO III
Blindaje
153
ANEXO IV
Calibres PASA – NO PASA
169
ANEXO V
Accesorios
171
5
6
CAPITULO I
CONCEPTOS MATEMATICOS
NUMEROS “REALES”
Comprendido por los números naturales, enteros, racionales e irracionales.
NUMEROS “ENTEROS”
Son los naturales, el cero y los negativos de los naturales.
NUMEROS “NATURALES”
Son los números que sirven para contar (ej. 1; 2; 3; etc)
NUMEROS “RACIONALES”
Son números en cuya expresión los dígitos se repiten (ej. 1,23212121)
NUMEROS “IRRACIONALES”
Son números cuya expresión decimal es infinita (ej. Π = 3,14159……..)
REGLA DE LOS SIGNOS
a) Para sumar números de igual signo, se suman y se pone el signo que tienen
en común
ej:
b) Para sumar dos números de signos diferentes se resta al más grande el más
chico y se le pone el signo del más grande
ej:
2 + ( ̵ 3) = ̵ 1
c) Para multiplicar ( o dividir) dos números de igual signo, se multiplican o
dividen sus valores absolutos y se pone al resultado signo positivo o no se
pone signo.
ej:
d) Para multiplicar ( o dividir) dos números de distinto signo se multiplican (o
dividen) sus valores absolutos y se antepone el signo – (menos) al resultado.
7
Ej:
POTENCIA Y EXPONENTES
Cuando un número “a” se multiplica “n” veces, el producto a . a . a …...a (n
veces) se representa por el símbolo a n . El número “a” se llama base y “n”
exponente.
Ej:
OPERACIONES CON POTENCIAS
a) Producto de potencias de igual base:
el resultado es una exponencial de igual base y cuyo exponente es la suma
de los exponentes
Ej:
=
b) Cociente de potencias de igual base:
el resultado en una potencia de igual base y cuyo exponente es la diferencia
de los exponentes.
Ej:
=
=
c) Cuando se tienen potencias de exponente negativo, pueden cambiar el signo
del exponente cambiando la potencia del numerador al denominador y
viceversa
Ej:
a-5 = 1 / a5
a3 / a4 = a3-4 = a-1
5 / a4 = 5 x a-4
d) Potencia de exponente fraccionario positivo
Cuando un número está elevado a un exponente fraccionario 3 4/5 puede
expresarse como en número base (3) elevado a la potencia indicada por el
8
numerador de la fracción y con la radicación indicada por el denominador de la
fracción.
Ej:
=
=
e) Potencias de exponente fraccionario negativo.
Cuando un número esta elevado a un número fraccionario negativo, puede
cambiarse el signo del exponente pasando la potencia del numerador al
denominador y viceversa.
Ej.:
=
=
Ej:
=
=
=
=
EJERCICIOS
a)
=
b)
=
=
c)
(1 / 16 ) -1/2 = 16 -1/2 =
d)
=
f)
=
= 4
=
=
=
=
=
ECUACION DE PRIMER GRADO CON UNA INCOGNITA
Se lo nombra como despeje de incógnita
1)
3 x + 6 = 2
1er miembro 2do miembro
9
Criterios a emplear
El término que esta en un miembro sumando puede pasar al otro miembro
restando y viceversa.
3 x = 2
-
6
3x = - 4
;
El factor que esta en un miembro multiplicando puede pasar al otro miembro
dividiendo y viceversa
x = -4
3
2)
= 3
→
= 3+8
→
→
x=
x=
LOGARITMOS
Se llama logaritmo de un número “a” el número al que hay que elevar una
determinada base, normalmente 10 (logaritmo decimal) ó 2,718 (logaritmo
natural)
a = 10 b ; log a = b
log 100 = 2
; 10 2 = 100
Propiedades de los logaritmos
log 1
= 0
log ( p x q ) = log p + log q
log (p / q ) = log p – log q
log (p r ) = r . log p
NOTACION EXPONENCIAL
Los números muy grandes o muy pequeños suelen (por comodidad) ser
expresados en notación exponencial
300.000.000 m/seg = 108 m/seg
1 Curie = 370.000.000.000 Bq = 3,7 . 10 10 Bq
1 micrón
= 0,000001 m = 1 . 10
10
-6
m
EJERCICIOS
1)
6 - (- 2) =
2)
-3 + 2
=
3)
-7 +4
=
4)
3 - (- 3) =
5)
( -2 ) . ( - 3 ) =
6)
4 . (-3) =
7)
3 x 4 . 2 x2 =
8)
a 12
a 8
9)
b 5 . b -2 =
10)
c 4 . c -5 =
11)
d2 . 1
d-3
12)
4 3/2 =
13 )
=
2 -3/2 =
DETERMINE EL VALOR DE X
14)
3 x + 6 = -3
15)
12 + 5 x = 0
EXRESAR EN NOTACION EXPONENCIAL
16)
0,0001
17)
0,25
18)
10.000.000
11
12
CAPITULO II
CONCEPTOS BASICOS de FISICA ATOMICA
ELEMENTOS DE RADIACTIVIDAD
ESTRUCTURA DEL ÁTOMO
Con el fin de comprender los diversos procesos de desintegración radiactiva,
es necesario previamente conocer la estructura atómica.
El átomo es la unidad más simple en que puede dividirse un elemento,
reteniendo las propiedades originales del mismo. Los átomos de todos los
elementos están constituidos por un núcleo y la nube electrónica que los
circunda.
El núcleo ocupa la parte central del átomo y es aproximadamente 104 veces
más pequeño que éste; no obstante, constituye prácticamente toda la masa
del átomo. Está formado por partículas más pequeñas: los protones y
neutrones que reciben el nombre de nucleones; los protones poseen carga
eléctrica positiva, los neutrones en cambio son eléctricamente neutros y
poseen una masa ligeramente superior a la del protón.
El número de protones del núcleo se denomina “número atómico” y se
simboliza con la letra Z.
El número de protones “Z” mas el número de neutrones “N” se denomina
“número de masa” o “número másico”, y se simboliza con la letra A.
A= Z + N
Rodeando al núcleo y girando en diversas órbitas se encuentran los electrones
que poseen carga eléctrica negativa y una masa mucho menor que el protón
(aproximadamente 1840 veces). Dado que el átomo es eléctricamente neutro,
el número de electrones es igual al número de protones.
ESQUEMA SIMPLIFICADO DEL ATOMO
PROTON
NEUTRON
ELECTRON
13
Aún cuando la imagen no es rigurosamente cierta, proporciona un modelo
adecuado para la comprensión de la estructura atómica. Las órbitas bien
definidas (o capas) se llaman “niveles de energía”. A las diversas órbitas o
capas se las denomina con letras, la primera de ellas (la más cercana al
núcleo) con la letra K, luego L, M, N hasta llegar a la letra Q que resulta la más
lejana en todos los elementos conocidos hasta la fecha.
Los diversos elementos químicos son identificados por un símbolo (una o dos
letras) que lo individualizan, y que representaremos por X.
A
Z
X
La letra A simboliza el número másico y la Z el número atómico.
Ej.:
16
8
O
1
1
H
4
2
He
Los distintos números atómicos corresponden a elementos químicos diversos.
Un átomo con características nucleares específicas, o sea, definidos Z y A , se
denomina nucleído.
Ahora bien, existen átomos que poseen el mismo Z (o sea se trata del mismo
elemento químico) pero tienen distinto número másico A; esto significa que
poseen distinto número de neutrones. Estos átomos se denominan isótopos de
un mismo elemento químico.
Ej.:
1
1
H
2
1
H
3
1
H
corresponden al Hidrógeno, al Deuterio y al Tritio.
La masa de los núcleos es una característica importante. Para cuantificarla se
define la unidad atómica de masa (u.a.m.) como 1/12 de la masa del átomo de
12
C, que tiene 6 protones, 6 neutrones y 6 electrones. En estas unidades las
masas de las partículas fundamentales resultan ser:
 Masa del protón = mp = 1.007277 u.a.m.
 Masa del Neutrón = mn = 1.008665 u.a.m.
 Masa del electrón = me = 0.000549 u.a.m.
Como se puede ver, la parte importante de la masa de un átomo se debe a los
nucleones; es decir se concentra en su núcleo, los electrones contribuyen
poco, siendo la masa del electrón aproximadamente igual a 1/1835 de la masa
del protón.
Un mol de una substancia es igual a su peso molecular expresado en gramos.
Se sabe que un mol de cualquier material tiene el mismo número de moléculas,
a saber, 6.023 x 1023, llamado número de Avogadro. Una u.a.m. equivale a
1.66043 x 10-24 gr, que es precisamente el recíproco del número de Avogadro.
La masa de un isótopo dado nunca es igual a la suma de las masas de sus
componentes. Este hecho extraño se debe a que la masa (m) se puede
transformar en energía (E), y viceversa, según la muy conocida ecuación de
14
Einstein: E= mc2, donde c es la velocidad de la luz, 3 x 10 10 cm/seg. Si la masa
del isótopo es menor que la suma de las masas de sus componentes, la
diferencia de las masas es la energía de amarre del isótopo. Ésta es la energía
que se requiere para romper al isótopo en sus componentes.
La unidad conveniente de energía es el electrón-volt (eV), que es la energía
adquirida por una partícula con una carga electrónica (e) al ser acelerada en
una diferencia de potencial de 1 volt. Sus múltiplos son:
103 eV = 1000 eV = 1 keV (kilo electrón-volt)
106 eV = 1000000 eV = 1 MeV (mega electrón-volt)
RADIACTIVIDAD
En la naturaleza hay ciertos elementos inestables, en el sentido de que pueden
emitir espontáneamente partículas o radiación, modificando la naturaleza o el
estado de los núcleos de los átomos. Este proceso de emisión se llama
desintegración radiactiva, y el fenómeno, radiactividad.
La desintegración radiactiva responde a leyes estadísticas y sus propiedades
son independientes de cualquier influencia del entorno, como presión,
temperatura, campos eléctricos o magnéticos, y reacciones químicas. Los
nucleídos que tienen la propiedad radiactiva mencionada reciben la
denominación de radionucleídos.
Los trabajos de Ruthenford, Becquerel y los esposos Curie entre 1896 y 1907,
demostraron no solo la existencia de las desintegraciones, sino también la
emisión de partículas y radiaciones de los núcleos que se desintegran. Las
partículas emitidas se desvían dentro de un campo magnético en distintas
direcciones, lo que implica que poseen cargas eléctricas de distinto signo.
Partículas  : poseen carga eléctrica positiva; posteriormente se demostró
que consisten en núcleos de Helio.
Partículas - : poseen carga eléctrica negativa; consisten en electrones.
Partículas + : sus propiedades son idénticas a las partículas - anteriores,
pero en el campo magnético se desvían en dirección contraria, por lo que se
deduce que poseen carga eléctrica positiva.
Adicionalmente, durante la desintegración pueden ser emitidos fotones de
radiación electromagnética (de igual naturaleza que la radiación luminosa pero
de menor longitud de onda) llamada radiación gamma ().
No todos los núcleos de la naturaleza son radiactivos. El decaimiento nuclear
sólo sucede cuando hay un exceso de masa-energía en el núcleo, la emisión le
ayuda entonces a lograr una mayor estabilidad. Los decaimientos radiactivos
de los diferentes núcleos se caracterizan por: el tipo de emisión, su energía y la
rapidez de decaimiento.
15
Solo hay unas cuantas maneras en que los núcleos pueden decaer, si bien
cada tipo de núcleo tiene su propio modo de decaimiento. A continuación
describimos los más importantes.
Decaimiento alfa (α). Un grupo importante de elementos pesados puede
decaer emitiendo partículas alfa, que consisten de un agregado de dos
protones y dos neutrones. Estas partículas alfa son idénticas a los núcleos de
helio (4He), por lo que su carga es +2e y su número de masa es 4. Cuando un
núcleo emite una partícula alfa, pierde 2 unidades de carga y 4 de masa,
transformándose en otro núcleo, como lo indica el siguiente ejemplo:
ALFA (núcleo de Helio)
( α)
A
Z
226
88
X
Ra
→
→
A-4
Z-2
222
86
Y
+
Rn +
α
α
Decaimiento beta (β). Hay dos tipos de decaimiento beta, el de la partícula
negativa y el de la positiva.
La partícula beta negativa (β-) que se emite es un electrón, con su
correspondiente carga y masa, indistinguible de los electrones de las capas
atómicas. En vista de que los núcleos no contienen electrones, la explicación
de esta emisión es que un neutrón del núcleo se convierte en un protón y un
electrón; el protón resultante permanece dentro del núcleo en virtud de la
fuerza nuclear, y el electrón escapa como partícula beta. El número de masa
del núcleo resultante
es el mismo que el del núcleo original, pero su número atómico se ve
aumentado en uno, conservándose así la carga.
16
El siguiente caso es un ejemplo de decaimiento beta negativo.
-
BETA NEGATIVA (electrón) ( β )
→
n
A
Z
X
→
215
83
Bi
→
p+
A
Z+1
215
84
+
e-
Y
+
Po
+
ν
β-
+
ν
β-
+
ν
+
Debe mencionarse que en todo decaimiento beta se emite también una nueva
partícula, el neutrino. Esta partícula no tiene carga ni masa y, por lo tanto, no
afecta el balance de la ecuación anterior. Sin embargo, se lleva parte de la
energía total disponible en el proceso, quedando la partícula beta con sólo una
parte de ésta. Esta teoría explicaba muy bien la desintegración  pero faltaba la
detección experimental de los neutrinos. Esta llegó recién en 1956, fecha
desde la cual su existencia está fehacientemente probada.
Las partículas beta positivas (positrones) (β+), que tienen la misma masa que
los electrones, y carga positiva. Estas partículas son las antipartículas de los
electrones. Se crean en el núcleo cuando un protón se convierte en un neutrón.
El nuevo neutrón permanece en el núcleo y el positrón (junto con otro neutrino)
es emitido. En consecuencia, el núcleo pierde un protón, como lo indica el
siguiente ejemplo:
+
BETA POSITIVO (positrón) ( β )
p+
A
Z
58
29
X
Cu
→
→
→
n
+
e+
A
Z-1
Y
+
58
28
Ni
17
+
+
ν
β+
+
β+
ν
+
ν
Decaimiento gamma (γ). Los rayos gamma son fotones, o sea paquetes de
radiación electromagnética, como la luz visible, la ultravioleta, la infrarroja, los
rayos X, las microondas y las ondas de radio. No tienen masa ni carga, y
solamente constituyen energía emitida en forma de onda. En consecuencia,
cuando un núcleo emite un rayo gamma, se mantiene como el mismo núcleo,
pero en un estado de menor energía.
Co
60
β- ≈
100 %
2,50 Mev
γ
1,17 Mev
γ
1,33 Mev
1,33 Mev
Ni
60
0
18
Decaimiento por captura electrónica. En ciertos nucleídos es posible otro
tipo de decaimiento, la captura electrónica. En este caso el núcleo atrapa un
electrón orbital, de carga negativa. En consecuencia uno de sus protones se
transforma en un neutrón, disminuyendo así su número atómico. El electrón
atrapado por el núcleo generalmente proviene de la capa K, dejando una
vacancia. Para llenar esta vacancia, cae un electrón de una capa exterior (L, M,
etc.), emitiendo de manera simultánea un fotón de rayos X. El proceso total se
identifica por los rayos X emitidos al final, que son característicos del nuevo
átomo, como lo muestra el siguiente ejemplo:
CAPTURA ELECTRONICA
A
Z
X + e- →
A
Z-1
Y
55
26
Fe + e- →
55
25
Mn +
+
Rx
Rx
Interesa la penetración de la radiación en la materia fundamentalmente por dos
motivos, primero, porque cuando la radiación es frenada se produce una
conversión de la energía de la radiación en energía térmica y, segundo, porque
la radiación es dañina para los sistemas biológicos y es necesario conocer
cómo protegerlos de las fuentes de radiación.
Naturaleza y penetración de la radiación corpuscular (partículas)
Radiación
Naturaleza

núcleo de helio
(2 protones y 2 eutrones)
electrón
positrón

+
-
19
Carga
Penetración en
aire
Penetración en
sólidos
+2
 centímetros
 micrómetros
-1
+1
 metros
 milímetros
Fuente 
Papel
Fuente 
Detector
Fuente 
Fuente 
5 mm de Aluminio
Fuente 
Detector
Fuente 
Fuente 
Fuente 
10 mm de Plomo
Detector
Fuente 
LEY DEL DECAIMIENTO EXPONENCIAL
Considerando una muestra formada por átomos de un elemento radiactivo, en
instantes de tiempo estadísticamente al azar se producirán desintegraciones
radiactivas.
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, minuto-1, año-1.
Se considera una muestra de material radiactivo tal que en el instante t  t 0
contiene N 0  N t 0  núcleos.
En el transcurso de un intervalo de tiempo t a partir de t 0 , se producirán
algunas desintegraciones radiactivas, de modo que en el instante t  t 0  t ya
no se tienen N 0 núcleos de la sustancia original sino un número menor N t  .
La diferencia N entre N  t 0  y N t  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 .
Se calcula a continuación la probabilidad de desintegración en el intervalo t a
partir de t  t 0 . Por una parte, si  es la probabilidad de desintegración en la
unidad de tiempo, la probabilidad de desintegración en t es:
  t
(1)
Por otro lado se puede expresar la probabilidad de desintegración en t como:
20
Número de casos favorables  N

Número de casos posibles
N0
(2)
Donde el numerador  N  es el número de desintegraciones efectivamente
producidas en t y el denominador es N 0 porque cualquiera de los N 0
núcleos presentes al tiempo t 0 pudo haberse desintegrado.
Igualando las expresiones (1) y (2):
.t  
N
N0
Si tomamos un intervalo de tiempo infinitesimal a partir de un instante
cualquiera, la expresión anterior se expresa:
.dt  
dN
N
Integrando en ambos miembros y operando se obtiene la ley general de la
desintegración radiactiva:
N t   N 0 e  t
(3)
Esta expresión permite calcular el número de núcleos de una sustancia activa
presentes al tiempo t , conociendo cuántos había en el instante t 0 . La
constante  es una propiedad de cada especie de nucleido que lo identifica
inequívocamente, independiente de cualquier factor exterior. En consecuencia,
si se conoce una sustancia es posible identificar su  y si se mide el  de una
sustancia incógnita se puede revelar su naturaleza.
Es cómodo definir otra magnitud asociada a la velocidad con que una sustancia
radiactiva se desintegra, llamada indistintamente semiperíodo de
desintegración, período de semidesintegración (T1/2), o simplemente
período.(T)
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
Si se reemplaza en la ley general de la desintegración t  T , se hallará la
relación entre T y  :
21
N T   N 0 e  T 
N0
 N 0 e  T
2
Operando:
1
 e  T   ln 2    T
2
T
ln 2


0,693

Las unidad del período es de tiempo y su valor puede variar desde el orden de
los 10-10 segundos hasta los1023 segundos. En el cuadro 1 se presentan
algunos valores indicativos.
1,0
1,00
1/2
1/e
1/23
0,50
N/N0
N/N0
1/22
0,1
1/24
1/e
1/25
0,20
0,10
1/26
0
0
T 
2T
3T
4T
5T
6T
0,01
TIEMPO
Gráfico de
T
 2T
3T
4T
5T
TIEMPO
N
 t
No
Gráfica semi-logarítmica de
Cuadro 1 - Valores indicativos del período de semidesintegración
22
N
 f  t
N0
6T
Nucleído
Radiactivo
Período T
( T1/2 )
Constante de
Desintegración 
238
92
U
4,5 . 109 a
4,9 . 10-18 s-1
86
26
Ra
1620 a
1,3 . 10-11 s-1
60
27
Co
5,27 a
4,1 . 10-9 s-1
Ir
73,83 d
1,1 . 10-7 s-1
75
34
Se
119,6 d
6,7 . 10-8 s-1
33
76
As
26,5 h
7,3 . 10-6 s-1
1,64 μs
4,2 . 10-3 s-1
192
53
214
84
Po
ACTIVIDAD
Se había señalado que   N  es el número de núcleos que se desintegran en
 dN 
el tiempo t . Entonces  
 es el número de núcleos que se desintegran en
 dt 
la unidad de 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 (3) que
dN
 N 0 e   t       N
dt
Entonces la actividad también se puede expresar como:
A  N
Como N es función del tiempo, también lo será A :
A t    N  t    N 0 e   t
Definiendo  N 0  A0 como la actividad al instante inicial t 0 , se obtiene:
A t   A0 e   t
23
(4)
Se observa que la actividad sigue una ley exponencial idéntica formalmente a
la (3). La actividad se puede presentar medida en unidades inversas del
tiempo, por ejemplo como ”desintegraciones/ segundo”.
La Comisión Internacional de Unidades y Medidas de Radiación (ICRU), en su
Informe Nº 33, recomienda el uso del Becquerel (Bq) como unidad de actividad.
Se define el Becquerel como una desintegración por segundo:
1Bq = 1 s -1
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
1010
desintegraciones por segundo. Se puede escribir entonces:
1Ci = 3,7 . 1010 Bq
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.
Ae 
A
m
Como ejemplo podemos ver la actividad específica de dos radionucleído, para
su determinación se midió la actividad de las masas indicadas:
238
92
24
11
U 
Na 
3,7 . 1010 Bq
2,9 . 106 g
3,7 . 1010 Bq
1,15 . 10-5 g
= 1,3 . 104
Bq/g
= 3,2 . 1015 Bq/g
TABLA DE NUCLEÍDOS
Existe una tabla donde se ubican los diversos nucleídos por su número de
protones Z (ordenadas) y el número de neutrones N (abscisas).
En este tipo de tabla se representan los nucleídos conocidos (emisores
artificiales, naturales o nucleídos estables). Cada nucleído ocupa un cuadrado;
en cada cuadrado figura el símbolo, el número másico A, el período de
semidesintegración, la abundancia del nucleído si fuese estable, el tipo o tipos
de decaimiento y la energía de la radiación emitida.
El color de cada casillero indica si es estable o el modo de decaimiento:
24
Parte de la tabla de nucleídos
25
26
CAPITULO III
INTERACCIÓN DE LA RADIACIÓN CON LA MATERIA
Con fines de radio protección y para comprender las bases de los blindajes, es
necesario conocer los mecanismos por los cuales las radiaciones interactúan
con la materia
Las partículas y las radiaciones electromagnéticas emitidas por los núcleos de
los átomos radiactivos al desintegrarse, reciben la calificación de radiaciones
ionizantes en virtud de su propiedad de poder ionizar los átomos de los
materiales con los que interactúan, esto significa que el átomo, por efecto de la
interacción pierde electrones que son arrancados de sus órbitas. Por lo tanto, el
átomo pierde su condición de eléctricamente neutro y se transforma en un Ion
positivo, mientras que los electrones liberados constituirán un Ion negativo.
Otro efecto también producido por la interacción de una partícula cargada con
un átomo de un material es la ”excitación” que consiste en la elevación del nivel
de energía de un electrón a una orbita mas alejada del núcleo, de la cual
retornara espontáneamente, después de ocurrida la perturbación, emitiendo el
exceso de energía en forma de radiación electromagnética.
Estos son los posibles efectos que se producen en los átomos de un medio
material cuando con el interactúan las radiaciones ionizantes (ya sea fotonica
o partículas) que se deslazan en un medio material.. La probabilidad de que las
partículas interactúen por uno u otro mecanismo es determinada por la energía
de la partícula incidente y el medio absorbente
Las partículas, al atravesar la materia, interactúan con ésta perdiendo energía
en cada proceso de interacción. A la distancia mínima necesaria para detener
las partículas se la denomina “alcance”. El número necesario de interacciones
para detener las partículas depende, en una sustancia dada, del tipo de
partícula ionizante y de su energía inicial.
La diferenciación en el tratamiento de las partículas cargadas livianas (beta
positivas o negativas, electrones) y las partículas cargadas más pesadas (alfa,
núcleos de helio constituidos por dos protones y dos neutrones), radica en que
estas últimas, por su mayor masa actúan preponderantemente por iotización y
excitación
En cambio, la radiación electromagnética no tiene alcance definido. Los
fotones sufren choques menos frecuentes y en ellos son absorbidos o
dispersados del haz.
Las partículas cargadas livianas (electrones) interactúan con la materia por
alguna de las cuatro alternativas siguientes:
27
 Colisión elástica con electrones atómicos
La partícula incidente es desviada por el campo coulombiano (campo eléctrico)
de los electrones orbitales perdiendo muy poca energía cinética en el proceso.
Este tipo de interacción es importante solo en el caso de que las partículas
ionizantes incidentes sean electrones de baja energía (menos de 100 e.V.)
 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 cinética. Ocurre
fundamentalmente con partículas.
 Colisión inelástica con electrones atómicos
Parte de la energía de la partícula incidente se emplea en excitar los electrones
del átomo, esto significa elevando el nivel de energía de los mismos o sea
enviándolos a órbitas mas alejadas del núcleo. Estos 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 del átomo uno o varios electrones, con lo cual el mismo
queda ionizado.
 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 en forma
de radiación electromagnética.
Cuando una partícula cargada atraviesa un medio, se dan, con distintas
probabilidades, alguno 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 interactúa y transformándola en energía de excitación, o
convirtiéndola en radiación electromagnética (radiación de frenado).
INTERACCIÓN DE LA RADIACIÓN ELECTROMAGNÉTICA CON
LA MATERIA
raLa atenuación de la radiación electromagnética es ( rayos gamma y x)es
cualitativamente diferente a la de las partículas cargadas, mientras que en
estas los alcances están bien definidos ( en función de la energía y el medio
absorbente), la radiación electromagnética solo puede ser reducida en
28
intensidad aumentando el espesor del medio absorbente sin que nunca llegue
a extinguirse
La radiación electromagnética que nos interesa desde el punto de vista de su
interacción con la materia es básicamente, la radiación gamma y los rayos X
(ambos son de igual naturaleza física difiriendo solo en su origen y
corresponden a fotones de longitud de onda menores que 10 -10 m).
Existen tres mecanismos principales de absorción de la radiación ionizante
electromagnética por la materia :
 Efecto fotoeléctrico
Este proceso se puede considerar como la interacción del fotón incidente con la
nube electrónica del átomo, en el que es totalmente absorbido emergiendo un
electrón (fotoelectrón), cuya energía corresponde a la diferencia entre la
energía del fotón incidente y la energía de unión del electrón en la capa
electrónica desde donde fue removido.
Efecto Fotoeléctrico
Electrón Expulsado
Átomo
Fotón Incidente
La probabilidad de ocurrencia de este proceso aumenta con la energía de
unión, por lo que habitualmente el fotoelectrón pertenece a las capas K ó L del
átomo, (que corresponden a las más próximas al núcleo y por lo tanto sus
energías de ligadura son mayores).
La vacante dejada por el fotoelectrón es cubierta por otro electrón que proviene
de las capas superiores, con la emisión de radiación (rayos X característicos).
 Dispersión Compton
29
Se considera la dispersión Compton como una colisión elástica entre el fotón
incidente y un electrón atómico.
El resultado es la desaparición del fotón con energía E 0 y la aparición de otro
fotón de energía E menor, acompañado de un electrón cuya energía cinética
es aproximadamente igual a la diferencia E 0 - E
Este mecanismo de interacción prevalece para fotones cuyas energías están
comprendidas entre 0,5 y 10 Me V.
Efecto Compton
Fotón Compton
Foton Incidente
Átomo
Electrón
 Formación de pares
Cuando el fotón incidente tiene energía superior a 1,02 MeV, es posible que al
pasar por las proximidades de un núcleo desaparezca espontáneamente y en
su lugar aparezcan un electrón y un positrón.
La masa en reposo de cada una de estas partículas (e = m.c 2 ) corresponde a
una energía de 0,51 MeV, por lo que la energía cinética total que comparten es
la energía del fotón menos 1,02 MeV. Ambas partículas emergentes se
comportan como partículas + y - interactuando en forma directa. El positrón
(+ ) una vez perdida toda su energía se combina con un electrón aniquilándose
y apareciendo en su lugar dos fotones de 0,51 MeV.
30
Formaci ón de Pares

Para que pueda ocurrir la energía del
fotón debe superar 1,02 Mev
electrón
Foton incidente de energia
mayor de 1.02 MeV
Átomo
A
positrón
A y B : Radiación de Aniquilamiento (511KeV)
B
Energía de la radiación.
La Unidad que suele utilizarse para medir la energía de las radiaciones es el
“electrón-Volt “ ( eV) . correspondiendo este a a la energía cinética que alcanza
un electrón, que en el vació es ubicado entre dos placas que están a una
diferencia de potencial de un Vol., su equivalencia con el Joule es : 1 J = 1.6 x
10-19
Interacción de los neutrones con la materia
La interacción de los neutrones con la materia difiere de la interacción de las
partículas cargadas y los rayos gamma y x . Como los neutrones carecen de
carga eléctrica las interacciones se producen por colisiones directas en las que
solo actúan fuerzas nucleares de corto alcance, la probabilidad de que un
neutrón colisione con un electrón es ínfima, la atenuación de un haz de
electrones al atravesar un material varia en forma de una exponencial negativa
CONCEPTO DE DOSIS ABSORBIDA
Cuando un haz de partículas o radiaciones ionizantes interactúa con un medio
material, le transfiere parte o la totalidad de su energía. La energía absorbida
por la unidad de masa del medio material se denomina “dosis absorbida” y su
unidad es el Joule/ Kg que recibe el nombre de “Gray” (Gy).
La unidad anteriormente empleada era el Rad que equivale a 10 -2 Gy.
(A continuación se mencionarán como radiaciones ionizantes, tanto a las
radiaciones electromagnéticas como a las partículas ionizantes).
Se denomina Tasa de dosis (D) a la dosis absorbida por unidad de tiempo
.
D = d D (Gy /hora)
dt
31
32
CAPITULO IV
EFECTOS BIOLÓGICOS DE LAS RADIACIONES
Introducción:
La radiación ha acompañado al hombre desde sus orígenes. La radiación
cósmica y los elementos radiactivos presentes en la corteza terrestre lo han
irradiado en forma continua. No obstante y dado la falta de impacto sobre sus
sentidos, solo tomó conocimiento de su existencia a fines del siglo XIX.
Los niveles de exposición varían de un lugar a otro en el planeta, existiendo
áreas de alta radiación natural donde los pobladores reciben dosis 10 a 20
veces superior a los valores promedio a nivel del mar. Sin embargo, no fue
posible observar efectos nocivos, aún en las poblaciones más expuestas,
porque su frecuencia es demasiado baja para ser detectable estadísticamente.
A partir del descubrimiento de los rayos X y la separación de los materiales
radiactivos naturales, hacia el final del siglo pasado, se puso en evidencia la
peligrosidad de las radiaciones.
Junto con los innumerables beneficios que ofrecían estas técnicas nuevas,
aparecieron riesgos significativos que rápidamente se hicieron sentir. En solo 5
años se registraron 170 casos de lesiones por radiación, y hasta 1922
alrededor de 100 radiólogos habían muerto por efecto de sobreexposiciones.
A medida de que los efectos agudos de la radiación se fueron conociendo, la
necesidad de protección se hizo cada vez más evidente. En 1921 se
estableció la primera organización nacional para la protección radiológica, y en
1928 la primera acción internacional fue llevada a cabo en el Segundo
Congreso Internacional de Radiología estableciendo la Comisión Internacional
de Protección Radiológica (ICRP), que publicó sus primeras recomendaciones
en 1931.
El ICRP es un grupo de experto no gubernamentales independientes que tiene
como objetivo mejorar la protección radiológica en beneficio público. Las
recomendaciones publicadas periódicamente por el ICRP son la base de las
normas de protección radiológica nacionales e internacionales.
Las recomendaciones están referidas a la protección del hombre frente a las
radiaciones ionizantes, teniendo en cuenta que ellas son solo uno de los
muchos peligros que enfrenta. Enfatizan el concepto de que las radiaciones
deben ser tratadas con cuidado más que con miedo, y que para realizar
evaluaciones y para la toma de decisiones, sus riesgos deben ser analizados
en perspectiva teniendo en cuenta los riesgos asociados con otras actividades
humanas. Las recomendaciones tienen un carácter indicativo, sobre la base de
las cuales queda en los gobiernos nacionales hacer o no sus
reglamentaciones.
El propósito principal es proveer un adecuado nivel de protección para el
hombre, compatible con el uso de las radiaciones en aquellas prácticas en las
33
que su empleo sea beneficioso. Las recomendaciones se ocupan solamente
de la protección del hombre, entendiendo que el grado de control necesario
para proteger al hombre como individuo, en el nivel actual de ambición,
asegurará que no se pone en riesgo a otras especies, al menos como
poblaciones o especies. Por esta razón, el ambiente es considerado solamente
en relación a las distintas vías mediante las cuales los radionucleídos pueden
afectar al hombre.
La Agenda de las Naciones Unidas decide crear en el año 1955 el Comité
Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de las Radiaciones Atómicas
(UNSCEAR), cuya finalidad es la de evaluar y difundir información sobre los
niveles observados y las consecuencias para la salud humana y el medio
ambiente de las diversas fuentes de radiación naturales y artificiales.
En el año 1957 se crea el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA),
organización intergubernamental independiente dentro del sistema de las
Naciones Unidas, cuyo objetivo es acelerar y aumentar la contribución de la
energía atómica a la paz, la salud y la prosperidad del mundo entero.
Una de sus funciones importantes es el establecimiento de un conjunto de
normas y disposiciones de seguridad radiológica y nuclear consensuadas para
su aplicación por parte de los Estados Miembros. Las Normas Básicas de
Seguridad del OIEA están basadas en las Recomendaciones del ICRP.
BASES RADIOBIOLÓGICAS DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
Los efectos biológicos de las radiaciones ionizantes son la consecuencia de un
número de fenómenos desencadenados por el pasaje de radiación a través de
un medio. Los eventos iniciales son ionizaciones y excitaciones de átomos y
moléculas del medio a lo largo de la trayectoria de las partículas ionizantes.
Estas interacciones físicas entrañan una compleja serie de reacciones físico –
químicas, luego químicas y finalmente un efecto biológico que dependiendo del
34
punto final (“end point”) considerado corresponderá al nivel molecular,
subcelular, celular y tisular.
Cada evento interactivo involucra la transferencia de energía al medio. Esta
transferencia ocurre en unos 10-15 segundos. Las características de la radiación
incidente (energía, LET) determinarán el número de trazas por unidad de
recorrido dando un efecto biológico diferente.
10-15
Depósito de energía
Excitación/ionización
-12
10
Trazas iniciales de partículas
Formación de radicales
10-9
Difusión, reacciones químicas
-6
TIEMPO (seg)
10
10-3
100
103
106
INTERACCIONES FÍSICAS
INTERACCIONES FÍSICO-QUÍMICAS
Daño inicial del ADN
Cronograma de
1 ms Roturas en ADN / daño base
eventos
que
1 segundo
Procesos de reparación
conducen a
Fijación del daño
los efectos
RESPUESTA BIOLÓGICA
1 hora Asesinato de células
de las
Mutaciones/transformaciones/aberraciones
1 día
radiaciones
1 año
Proliferación de células “dañadas”
Promoción/compleción
109
100 años
EFECTOS MÉDICOS
Teratogénesis
Cáncer
Defectos hereditarios
LET: Transferencia lineal de la energía
LET = dEL / dl
[kev/μm]
Dónde dEL es la energía media impartida por la partícula al recorrer la
distancia dl
Radiación de Bajo LET: rayos x y gamma
Radiación de Alto LET: alfa, beta
La radiación de bajo LET presenta escasos eventos ionizantes por unidad de
traza. La radiación de alto LET por el contrario producirá un campo denso de
radiaciones por unidad de recorrido con gran transferencia de energía al medio.
Una célula comprometida por un evento ionizante puede morir o sobrevivir. Si
sobrevive podrá continuar con sus funciones dentro del conjunto de células que
forman un tejido o podrá ser modificada. Esta modificación provocará la pérdida
de control sobre su capacidad de multiplicación (carcinogénesis).
El núcleo celular es la estructura sensitiva de la célula eucariota. En el núcleo
se almacena la información genética dentro de la molécula de ADN. La
molécula de ADN puede ser alcanzada por las trazas como por los radicales
libres (producto de la radiólisis del agua). Además del ADN existen otras
35
estructuras sensibles dentro de la célula como es el caso de las membranas
celulares y otras organelas.
La radiación puede producir distintos tipos de lesiones en la molécula de ADN:
• rupturas de cadena ( simples o dobles)
• alteración de bases nitrogenadas
• oxidación de azúcares
• formación de puentes entre las dos cadenas de ADN (cross links)
Radiosensibilidad y tasa de dosis
•
•
•
-
A menores tasas de dosis menos nocivo es el efecto y mayor la
probabilidad de reparación de daño subletal repoblación celular
A Tasas de dosis > 1 Gy/min no existe reparación
El efecto dañino disminuye cuando:
Fraccionamiento
Intervalo entre fracciones es aumentado
FRACCIONAMIENTO permite REPARACION PARCIAL
36
INTERVALO entre las fracciones permite a las células sobrevivientes
multiplicarse
El TIEMPO entre dos eventos ionizantes es importante porque es el intervalo
en el cual la célula puede poner en marcha mecanismos de reparación o de
adaptación al daño. Esto es, a mayor tiempo entre dos eventos subletales más
probabilidad de recuperación del daño.
Efectos según el tipo de interacción con la molécula blanco.
•
EFECTO DIRECTO: Cuando la radiación actúa directamente sobre las
moléculas blanco, causando ionización y excitación molecular.
•
EFECTO INDIRECTO: Cuando la radiación actúa sobre las moléculas
del agua, produciéndose la radiólisis de la misma y dando lugar a iones
y radicales libres que interactúan posteriormente con las moléculas
blanco. En este tipo de reacciones se produce, por ejemplo, peróxido de
hidrógeno, que tiene una relativa estabilidad y es un poderoso agente
oxidante, siendo muy venenoso para la célula.
Efectos según el tipo de células afectadas.
•
EFECTOS EN CELULAS SOMATICAS: Cuando afectan a las células
que forman parte de los diferentes tejidos del cuerpo, excepto los tejidos
reproductores (gonadales). A mediano o a largo plazo, estos efectos
pueden dar origen al cáncer y a cambios fisiológicos y estructurales
degenerativos.
•
EFECTOS EN CELULAS GERMINALES: Llamados también efectos
genéticos o hereditarios, se denominan así cuando se dan en las células
germinales – y sus precursores- de los tejidos reproductores, llamados
también gametos (ovocitos y espermatozoides). Cualquier mutación que
sufran estas células y que no comprometan su viabilidad, puede ser
transmitida de una generación a otra.
Los efectos nocivos de la radiación se clasifican en somáticos y hereditarios.
Son llamados somáticos si se manifiestan en el individuo expuesto, y
hereditarios si afectan a sus descendientes.
Desde otro punto de vista, los efectos nocivos se clasifican en determinísticos y
estocásticos. Los efectos determinísticos se caracterizan por tener una dosis
umbral debajo de la cual los efectos no se manifiestan; además, la gravedad
depende de la dosis.
Los efectos estocásticos se caracterizan por ser la probabilidad de su
ocurrencia, y no su gravedad, una función de la dosis, en un amplio rango de
dosis.
37
Radiación Ionizante
Daño Celular
Mecanismos de
Reparación
Reparación
Adecuada
Célula Viable
Sin modificar
Reparación
Inadecuada
Célula Viable
Modificada
Muerte
Celular
.
Célula
Somática
.
Cáncer
Efecto
Deterministico
Célula
Germinal
Efectos
Hereditarios
Efecto
Estocástico
Efectos determinísticos
• son aquellos en los que la gravedad del efecto y su frecuencia varían en
función de la dosis
• la relación dosis-efecto tiene umbral
• la dosis umbral es la dosis necesaria para provocar el efecto en por lo
menos el 1-5% de los individuos expuestos.
• son consecuencia de la sobreexposición externa o interna, instantánea
o prolongada sobre todo o parte del cuerpo, provocando la muerte de
38
una cantidad de células tal, que no pueda ser compensada por la
proliferación de células viables.
Efectos determinísticos localizados y su umbral de dosis:
PIEL
Depilación temporaria 3 - 5 Gy
Depilación permanente >7 Gy
Eritema
3 - 10 Gy
Radiodermitis seca
10 - 15 Gy
Radiodermitis exudativa 15 - 25 Gy
Necrosis
>25 Gy
Las dosis umbral para efectos deterministas por irradiación fraccionada son
más altas:
Depilación permanente 50 - 60 Gy
Eritema
>30 Gy
OVARIOS
Dosis de 2 - 6 Gy producen esterilidad temporaria.
TESTICULOS
Dosis de 0,1 - 0,15 Gy producen esterilidad temporaria.
HUESO Y CARTÍLAGO
La radiación puede producir retardo o incluso la detención del crecimiento.
Con dosis superiores a 20 Gy se producen escoliosis, retraso del crecimiento,
problemas dentales, etc
39
EFECTOS A NIVEL OCULAR:
De los tejidos de la región del ojo, el cristalino es el más sensible a la radiación.
La formación de cataratas: como dosis única 1 Gy, en forma fraccionada 4 Gy.
Síndromes por radiación
Los efectos letales de la radiación expresan la insuficiencia de determinados
órganos vitales para el organismo. La secuencia de eventos se caracteriza por
una combinación de signos observados y síntomas manifestados, es decir
síndromes.
De acuerdo a las dosis en todo el cuerpo se pueden distinguir las siguientes
formas del Síndrome Agudo de Radiación (SAR).
- Hematopoyética (dosis entre 1 – 10 Gy)
- Gastrointestinal (dosis entre 10 – 50 Gy)
- Neurológica (dosis superiores a los 50 Gy)
La severidad de las manifestaciones clínicas depende de las dosis y se pueden
agrupar:
- 0 - 0,25 Gy: No hay manifestaciones clínicas. Se puede detectar un
aumento en la frecuencia de aberraciones cromosómicas en linfocitos.
- 0,25 - 1 Gy: Sin síntomas o solo náuseas transitorias. En sangre hay
disminución de los linfocitos, a veces leve reducción del número de
plaquetas. Se detectan aberraciones cromosómicas en linfocitos. En
algunos pacientes se registran cambios en el electroencefalograma.
- 1 - 2 Gy: Grado leve de la forma hematopoyética. En un porcentaje de
los sobreexpuestos se presentan náuseas y vómitos en las primeras
horas. Se debe realizar seguimiento hematológico. La mayoría de los
pacientes se recupera sin tratamiento.
- 2 - 4 Gy: Grado moderado de la forma hematopoyética. La mayoría de
las personas sobreexpuestas presentan náuseas y vómitos luego de 1 -2
horas de la irradiación. Con las condiciones terapéuticas actuales todos
los pacientes se pueden recuperar.
- 4 - 6 Gy: Grado severo de la forma hematopoyética. Las náuseas y
vómitos aparecen luego de 0,5 - 1 hora post- irradiación. Hay fiebre. Sin
tratamiento, la mayoría de los pacientes muere como consecuencia de
hemorragias e infecciones. Sin embargo, si se aplican tratamientos de
sostén, la mayoría de las personas sobreexpuestas tienen posibilidades
de recuperación.
- 6-10 Gy: Grado extremadamente severo de la forma hematopoyética.
Las náuseas y los vómitos aparecen dentro de los 30 minutos
posteriores a la sobreexposición. Un alto porcentaje de personas
sobreexpuestas presentan diarrea en 1- 2 horas. Sin el tratamiento
correspondiente la mortalidad alcanza el 100%. Si la terapia es la
apropiada, y se aplica tempranamente, una fracción de las personas
sobreexpuestas se puede recuperar. La mortalidad en estos casos está
dada por la asociación entre la grave insuficiencia hematopoyética y las
lesiones en otros órganos, tales como el tracto gastrointestinal y el
pulmón.
- > 10 Gy: Se desarrollan las formas gastrointestinal, cardiovascular y
neurológica. Cualquiera fuese el tratamiento aplicado la letalidad es del
100%.
40
El contaje de linfocitos es uno de los indicadores más sensibles de daño por
radiación. La muerte de linfocitos con dosis de 1 -2 Gy hacen que su
número decline hasta en un 50 % de su valor normal en 48 horas.
Etapas del Síndrome Agudo por Radiación (SAR)
Cada forma del SAR evoluciona en 4 etapas
• Prodromal (conjunto de síntomas que aparecen de 1-7 días)
Para todas las formas: anorexia, náuseas, vómitos.
• Latencia (7 – 21 días)
• Crítica o de Estado (3 – 7 semanas)
• Recuperación o Muerte (8 – 15 semanas)
Muerte por exposición de todo el cuerpo
La muerte es el resultado de la destrucción celular severa en uno o más
sistemas de órganos vitales del cuerpo.
La dosis letal D 50/60 después de una exposición aguda oscila entre 3 y 5 Gy
(dosis en médula para radiaciones penetrantes de baja LET, como gamma de 1
Mev), y la causa de muerte se debe a la pérdida de la función de la médula
ósea por pérdida de sus células madre.
Efectos estocásticos
El principal efecto somático estocástico es la carcinogénesis, que es de
importancia crítica para la protección radiológica.
Dada la existencia de una dosis umbral bien definida, la prevención de efectos
determinísticos se logra fácilmente haciendo que las dosis no excedan ciertos
límites, seleccionados suficientemente debajo del umbral. La protección en
este caso puede ser absoluta.
La situación es diferente para los efectos estocásticos. Frente a un caso
individual de enfermedad maligna, es imposible establecer su relación causal
con una exposición a la radiación; por lo tanto, la información disponible sobre
carcinogénesis humana debida a radiación se basa en estudios estadísticos de
grupos de población irradiados a dosis relativamente altas.
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.
Estudio de Cohortes
Tamaño aproximado
Población
(pers.)
Supervivientes bomba atómica en Japón
86 000
Pruebas atómicas:
Semipalatinsk/Altai
30 000
Habitantes islas Marshall
2 800
Accidentes nucleares
equipos de intervención en Chernobyl (total)
> 200 000
41
población de Chernobyl (>185
kBq /m2 137Cs)
población de Chelyabinsk (total)
Procedimientos médicos:
Baja LET tratamiento y terapia con yodo
fluoroscopia de tórax
tratamientos de hemangioma en niños
Alta LET angiografía con Thorotrast
tratamiento con Ra-224
Exposición prenatal (radiografía fetal, bombas
atómicas)
Exposición ocupacional trabajadores indust nucl.
(Japón, UK)
mineros de uranio
pintores de esferas de relojes con radio
radiólogos
Exposición natural (Estudios de China, EC and
US)
1 500 000
70 000
~ 70 000
64 000
14 000
4 200
2 800
6 000
115000
21 000
2 500
10 000
varios 100 000
La • base
de las recomendaciones del ICRP es la relación lineal sin umbral
.
entre la probabilidad de inducción de efectos estocásticos y la dosis.
R%%
Pendiente 5%/ Sv
?
E (Sv)
Como es la relacion en la zona de bajas dosis?.Si bien no se conoce,
Se supone que se mantiene la proporcionalidad
La probabilidad de contraer cáncer está relacionada con la dosis, mientras que
la severidad está influenciada solamente por el tipo, ubicación y malignidad de
las células cancerosas.
En la carcinogénesis radioinducida existe un período mínimo de latencia y su
longitud varía con la edad y el tipo de tumor, ej: 2 años para leucemias y ciertos
tumores óseos hasta 10 años para tumores sólidos.
La inducción de cáncer por radiación se ve influenciada por factores:
- físicos: dosis, tasa de dosis, calidad de la radiación, alta-baja LET
- biológicos: edad en el momento de la exposición, sexo, predisposición
individual (hábitos, carga genética, factores raciales)
42
Hiroshima y Nagasaki es la principal fuente de información cuantitativa de
radiocarcinogénesis humana (población numerosa de ambos sexos y todas
las edades)
• Principales hallazgos:
1990: sobrevida del 56 % de la población irradiada
El exceso de muertes por leucemia se hizo aparente 2 años después de la
explosión.
El exceso de muertes por tumores sólidos se hizo evidente 10 años después
de la explosión.
Para los individuos expuestos “in utero” se confirmó aumento significativo de
cáncer en la infancia.
Efectos hereditarios:
Todos los efectos hereditarios son estocásticos
Los daños genéticos ocurren debido a alteraciones (mutaciones) en la
estructura o en la regulación de los genes en las células germinales. Debido a
que las mutaciones ocurren espontáneamente están presentes en frecuencias
altas en cualquier población.
Es un hecho que la radiación ionizante puede inducir mutaciones. Principales
hallazgos:
- Las mutaciones inducidas son similares a las espontáneas. No hay un
umbral por debajo del cual no haya mutaciones
- Diferentes tipos de células germinales muestran una radiosensibilidad
diferencial. Células más maduras post-meiosis (espermatozoide) son
más sensibles a la inducción que las premeioticas
No ha podido ser detectado, a través de estudios epidemiológicos (últimas 5
décadas) el efecto de las radiaciones ionizantes sobre generaciones
subsiguientes de poblaciones irradiadas (hijos y nietos).
Coeficiente nominal de riesgo por cáncer fatal por unidad de dosis:
•
•
La relación entre las dosis y el efecto, a BAJAS dosis y tasas de dosis es
lineal es decir que el efecto por unidad de dosis es constante
Este valor es llamado COEFICIENTE NOMINAL DE PROBABILIDAD:
PUBLICO: 5 x 10-2 Sv -1 (0 – 90 años)
TRABAJADORES: 4 x 10-2 Sv -1 (18 – 65 años)
Coeficiente de riesgo para la población total para efectos hereditarios:
PUBLICO: 1 x 10-2 Sv -1
TRABAJADORES: 0,6 x 10-2 Sv -1
43
44
CAPITULO V
CRITERIOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
La radiación ha acompañado al hombre desde sus orígenes. La radiación
cósmica y los elementos radiactivos presentes en la corteza terrestre lo han
irradiado en forma continua. No obstante y dado la falta de impacto sobre sus
sentidos, solo tomó conocimiento de su existencia a fines del siglo XIX.
Los niveles de exposición varían de un lugar a otro en el planeta, existiendo
áreas de alta radiación natural donde los pobladores reciben dosis 10 a 20
veces superior a los valores promedio a nivel del mar. Sin embargo, no fue
posible observar efectos nocivos, aún en las poblaciones más expuestas,
porque su frecuencia es demasiado baja para ser detectable estadísticamente.
A partir del descubrimiento de los rayos X y la separación de los materiales
radiactivos naturales, hacia el final del siglo pasado, se puso en evidencia la
peligrosidad de las radiaciones.
Junto con los innumerables beneficios que ofrecían estas técnicas nuevas,
aparecieron riesgos significativos que rápidamente se hicieron sentir. En solo 5
años se registraron 170 casos de lesiones por radiación, y hasta 1922
alrededor de 100 radiólogos habían muerto por efecto de sobre exposiciones.
A medida de que los efectos agudos de la radiación se fueron conociendo, la
necesidad de protección se hizo cada vez más evidente. En 1921 se
estableció la primera organización nacional para la protección radiológica, y en
1928 la primera acción internacional fue llevada a cabo en el Segundo
Congreso Internacional de Radiología estableciendo la Comisión Internacional
de Protección Radiológica
- ICRP - , que publicó sus primeras
recomendaciones en 1931. Las recomendaciones publicadas periódicamente
por el ICRP son la base de las normas de protección radiológica nacionales e
internacionales.
Las recomendaciones están referidas a la protección del hombre frente a las
radiaciones ionizantes, teniendo en cuenta que ellas son solo uno de los
muchos peligros que enfrenta. Enfatizan el concepto de que las radiaciones
deben ser tratadas con cuidado más que con miedo, y que para realizar
evaluaciones y para la toma de decisiones, sus riesgos deben ser analizados
en perspectiva teniendo en cuenta los riesgos asociados con otras actividades
humanas.
El propósito principal es proveer un adecuado nivel de protección para el
hombre, compatible con el uso de las radiaciones en aquellas prácticas en las
que su empleo sea beneficioso. Las recomendaciones se ocupan solamente
de la protección del hombre, entendiendo que el grado de control necesario
para proteger al hombre como individuo, en el nivel actual de ambición,
asegurará que no se pone en riesgo a otras especies, al menos como
poblaciones o especies. Por esta razón, el ambiente es considerado solamente
45
en relación a las distintas vías mediante las cuales los radionucleídos pueden
afectar al hombre.
DOSIS EQUIVALENTE - DOSIS EFECTIVA
La dosis absorbida resulta insuficiente a los efectos de evaluar la probabilidad
de incurrir en efectos estocásticos (riesgo). Para tal fin es conveniente
ponderar la
dosis absorbida por un factor adimensional W R que depende del tipo y energía
de la radiación incidente.
HT = D. W
R
La relacion entre el riesgo de efectos estocasticos y la dosis equivalente, desde
el punto de vista de la proteccion Radiologica, se supone lineal y sin umbral
aunque no se conoce con exactitud que acurre a muy bajas dosis
Los valores de W R propuestos por el ICRP son números basados en las
Eficiencias Biológicas Relativas (EBR).
Factores de ponderación de la radiación, wR
Tipo de radiación
Fotones de todas las energías
Electrones y muones, todas las energías
Neutrones con energías,
<10 keV
10 keV a 100 keV
>100 keV a 2 MeV
wR
1
1
>2 MeV a 20 MeV
>20 MeV
Protones, salvo los de retroceso, de E >2 MeV
Partículas alfa, fragmentos de fisión y núcleos pesados
10
5
5
20
5
10
20
Si bien las dimensiones de la dosis equivalente (H) continúa siendo el Joule /
Kg , ya que el factor W R es adimensional, se le asigna a la unidad de “dosis
equivalente” la denominación de “ Sievert” (Sv). La correspondencia con la
antigua unidad llamada “rem” es: 1 rem = 10 -2 Sv.
La correlación entre la probabilidad (riesgo) de efectos estocásticos y la dosis
equivalente (H) depende de la radiosensibilidad del órgano o tejidos irradiados.
46
Por ello, a los efectos de posibilitar la evaluación del riesgo en caso de
irradiaciones parciales o inhomogéneos del cuerpo se define la “Dosis Efectiva”
(E) mediante la expresión:
E =  W T . HT
donde W
T
es un factor adimensional que depende del tejido irradiado.
FACTORES DE PONDERACIÓN DE LOS TEJIDOS RECOMENDADOS
Tejido
WT
Σ WT
Médula ósea, colon, pulmón, estómago, mama, resto de los
0,12
0,72
tejidos (*)
Gónadas
0,08
0,08
Vejiga, esófago, hígado, tiroides
0,04
0,16
Superficie del hueso, cerebro, glándulas salivales, piel
0,01
0,04
TOTAL
1,00
(*) Resto de los tejidos: Adrenales, región extra torácica, vesícula, corazón,
riñones, nódulos linfáticos, músculo, mucosa oral, próstata, intestino delgado,
bazo, timo, útero, cérvix
La unidad de la “dosis efectiva” (E) como en el caso de la “dosis equivalente”
(H) es el Sievert (Sv) y la antigua el rem, manteniendo entre si la relación ya
indicada.
OBJETIVOS:
Los objetivos de la protección radiológica de individuos expuestos a la
radiación son: “la prevención de la ocurrencia de efectos
determinísticos y la limitación del riesgo (probabilidad de
ocurrencia) de efectos estocásticos a niveles considerados
aceptables.
A los efectos de alcanzar los objetivos propuestos, el ICRP ha recomendado la
aplicación del Sistema de limitación de dosis compuesto por los siguientes
requerimientos:
 Justificación.
Ninguna práctica que origine exposición humana a la radiación deberá ser
autorizada, salvo que su introducción produzca un beneficio neto positivo, aún
tomando en cuenta el detrimento por irradiación resultante.
47
 Optimización
Todas las exposiciones deberían ser mantenidas “tan bajas como sea
razonablemente alcanzable”, tomando en cuenta consideraciones socioeconómicas aplicables. Este requerimiento implica que el detrimento originado
por una práctica debería ser reducido, por medidas protectoras, a un valor tal
que posteriores reducciones fueran menos importantes que el esfuerzo
adicional requerido para obtenerlas., se lo conoce internacionalmente como el
criterio ALARA ( As low as rasonable achivable )
 Limitación de la dosis individual
Las dosis efectivas individuales, originadas por todas las prácticas (excepto
aquellas específicamente excluidas deben ser menores que los límites de
dosis correspondientes.
Aplicando este requerimiento, debe tenerse en cuenta que muchas prácticas
actuales producen dosis efectivas que serían recibidas en el futuro. Esto debe
ser tomado en consideración para asegurar que prácticas presentes o futuras
no lleguen a producir una exposición combinada excesiva para algún individuo.
Limitación de riesgo individual
El ICRP 60 incluye en la protección de las prácticas el control del riesgo en el
caso de exposiciones potenciales.
Los límites de dosis se aplican a prácticas que son el resultado de decisiones
del hombre, no se aplican a exposiciones a fuentes naturales de radiación ni a
las exposiciones recibidas como paciente en la práctica médica.
Los límites de dosis, no son valores de planificación o diseño sino, son los
valores inferiores de una región de valores no permitidos. Los valores
superiores a los límites están específicamente prohibidos, pero los valores
inferiores no son aceptados automáticamente sino que deben ser optimizados,
o sea reducidos a valores tan bajos como resulte razonablemente alcanzable
en base a consideraciones socio-económicas.
LIMITES DE DOSIS Y OPTIMIZACION
Límite de Dosis
INACEPTABLE
Optimización
TOLERABLE
ACEPTABLE
48
El modo de acotar y controlar los riesgos derivados de la exposición a
radiaciones consiste en establecer límites de dosis equivalentes, límites
secundarios, límites derivados, límites autorizados y niveles de referencia.
Límites:
Límite de dosis efectiva:
Es el que se establece de modo que el grado de riesgo sea el mismo ya se
trate de irradiación uniforme de todo el organismo o de exposición diferenciada
para cada órgano.
cuyas características difieren substancialmente de las que corresponden al
hombre de referencia deben tomarse en cuenta tales diferencias para el
establecimiento de los límites secundarios.
Se define como Limite Anual de Incorporación de un radionucleído ( ALI ) , la
actividad máxima de ese radionucleido que puede incorporar un individuo sin
que supere , por esa causa , el límite anual de dosis .
Para los trabajadores los límites de dosis son los siguientes:
 El límite de dosis efectiva es 20 milisievert en un año (20 mSv/a). Este valor
debe ser considerado como el promedio en 5 años consecutivos ( 100
milisievert en 5 años), no pudiendo excederse 50 milisievert en un único año.
 El límite de dosis equivalente es 150 milisievert en un año calendario para el
cristalino y 500 milisievert en un año para la piel.
No se admite la exposición ocupacional de menores de 18 años.
Para estudiantes de 16 a 18 años de edad, que en sus estudios se requiera el
uso de fuentes radiactivas, el límite anual de dosis efectiva es 6 milisievert y el
límite anual de dosis equivalente es 50 milisievert para el cristalino y 150
milisievert para la piel.
Exposición ocupacional de mujeres
Los límites de dosis para la exposición ocupacional de todo trabajador son de
aplicación en el caso de la exposición ocupacional de mujeres no
embarazadas.
En caso de embarazo declarado, se aplicará un límite de dosis equivalente
suplementario a la superficie abdominal de la mujer (tronco inferior) de 2 mSv
durante el resto del período del embarazo.
Asimismo, se limitará la incorporación de radionucleídos a 1/20 del límite anual
de incorporación (ALI).
49
La Autoridad Reguladora definirá, de ser necesario, las tareas de las que,
dadas sus características radiológicas, deberán ser excluidas las mujeres
embarazadas.
Exposición del público
La exposición de los miembros del público atribuible a las prácticas no deberá
rebasar los siguientes límites, que se deberán aplicar a las dosis promedio
estimadas para los grupos críticos pertinentes:
 Una dosis efectiva de 1 mSv en un año;
 En circunstancias especiales, una dosis efectiva de hasta 5 mSv en un solo
año, a condición de que la dosis media en cinco años consecutivos no
exceda de 1 mSv por año;
 Una dosis equivalente al cristalino de 15 mSv en un año;
 Una dosis equivalente a la piel de 50 mSv en un año.
Límites derivados:
El control de las situaciones de irradiación se ve favorecido mediante el
establecimiento de límites referidos a condiciones ambientales; los mismos
responden a modelos de situación que permiten determinar la correlación con
los límites básicos. Así por ejemplo pueden establecerse límites de tasa de
dosis equivalente en un lugar de trabajo; límites de contaminación en aire,
contaminación de superficies y de material de trabajo. El grado de elaboración
del modelo define la confiabilidad de los límites derivados.
Un limite derivado de utilización muy frecuente en áreas de trabajo donde
existen ciertas concentraciones de aerosoles de materiales radiactivos en el
aire, es la Concentración Derivada en Aire (DAC) del radionucleído en
cuestión, que corresponde al valor de la concentración de actividad del
radionucleído en el aire del recinto para que un individuo que respira ese aire
durante todo el año (2500 m3/año ) llegue al ALI.
Límites autorizados:
En general y como resultado de los procesos de optimización, se establecen
límites autorizados, por debajo de los límites derivados y sólo
excepcionalmente podrán coincidir con ellos.
Niveles de referencia:
Es conveniente la fijación de niveles que no tienen el carácter de restricciones
o límites de dosis sino que actúan como un indicador determinante
(“disparador”) de acciones a seguir por parte de la autoridad de fiscalización.
50
Nivel de registro:
A efectos de simplificar el sistema de archivo de información sobre las dosis
equivalentes correspondientes al personal conviene establecer un nivel de
referencia de modo que aquellos valores que se encuentren por debajo del
mismo no sean registrados en razón de su escasa significación. Se recomienda
fijarlo en 1/10 del límite de dosis equivalente correspondiente al período que se
considera.
Nivel de Investigación:
Cuando las dosis equivalentes recibidas por las personas ocupacionalmente
expuestas superan un cierto valor que puede considerarse justificado y
característico del tipo de operación, la autoridad debe investigar las posibles
causas con el propósito de evitar que se excedan los límites autorizados.
Nivel de intervención:
Debe prefijarse cuál es el nivel de dosis equivalente que justifica la intervención
de la autoridad no sólo con fines de investigación sino para lograr la corrección
de aquellas circunstancias que hacen posible esos niveles de dosis pudiendo a
tal efecto suspender el funcionamiento de la instalación.
.
Restricción de la exposición a la radiación en los casos de exposición
externa y de contaminación interna:
La protección radiológica se logra mediante adecuadas previsiones en el
diseño y construcción de las fuentes de radiación, mediante una instalación que
por su disposición y elementos de protección permitan la operación de la
misma con niveles reducidos de exposición y mediante la adopción, por parte
del personal, de hábitos y rutinas acordes con los principios de protección
radiosanitaria.
Si bien nunca puede prescindirse de este último aspecto y por ello la
importancia del adecuado entrenamiento del personal, debe procurarse
disminuir, en la mayor medida posible, la dependencia de la protección de las
variables individuales y asegurarla tanto como sea factible en base a los
requisitos exigidos a la fuente y la instalación, vale decir, tratar de lograr una
protección intrínseca.
Un eficiente control de acceso a las áreas controladas mediante señales de
advertencia ó dispositivos de enclavamiento constituyen un aspecto
fundamental de la organización pues de lo contrario se posibilita el acceso a las
mismas de personas, sobre las que no se ejerce el control que corresponde a
dichas áreas.
51
Cuando un trabajador resulta simultáneamente expuesto a irradiación interna
(debido al material radiactivo incorporado ) y a irradiación externa ( exposición
a las radiaciones provenientes del exterior de su cuerpo producidas por
material radiactivo o maquinas generadoras de radiaciones ) , el cumplimiento
con los limites de dosis implica que debe satisfacerse la siguiente condición:
H ex
Ij
---------- + -------HL
ALIj
< 1
Donde H ex : Es la Dosis Equivalente debida a irradiación externa .
H l : El limite de Dosis Equivalente anual .
I j : La actividad incorporada del radionucleído J .
ALI j : Limite Anual de Incorporación del radionucleído j .
Cuando son más de uno los radionucleídos contaminantes , el segundo
término de la expresión comprenderá la sumatoria de los cocientes
correspondientes a cada uno de ellos .
52
CAPITULO VI
PROTECCION RADIOLOGICA OCUPACIONAL
RECURSOS TECNOLOGICOS
IRRADIACIÓN EXTERNA E INTERNA
Existen dos modos diferenciales por los que un individuo puede resultar
expuesto a las radiaciones: A) Irradiación externa; B) Irradiación interna.
A) La irradiación externa de un individuo tiene lugar cuando su cuerpo resulta
expuesto a las radiaciones ionizantes producidas por una fuente exterior.
Dicha fuente exterior puede estar constituida por material radiactivo o por
máquinas generadoras de radiaciones (generador de rayos X o acelerador
de partículas). La dosis recibida es función de la tasa de dosis y del tiempo de
exposición. Cuando se trata de una fuente que pueda ser considerada puntual
en razón de que las distancias involucradas son por lo menos diez veces
mayores que el tamaño de la fuente, las dosis que produce la fuente
dependerán del
-
Tiempo
Distancia
Blindaje
B) La irradiación interna se presenta cuando el individuo ha incorporado en su
organismos material radiactivo. Esta incorporación puede producirse a través
de cualquiera de los siguientes mecanismos:
 Por inhalación: el material radiactivo en forma gaseosa, en polvo o en
aerosoles que pueden ser sólidos o líquidos de tamaños inferiores al micrón
(10 -6 m) suspendidos en el aire, ingresan al organismo durante la
respiración y pueden quedar retenidos en el tracto respiratorio,
constituyendo una fuente radiactiva interna al organismo del individuo que
produce su exposición a las radiaciones.
 Por ingestión: por la ingestión de alimentos contaminados con material
radiactivo o disueltos en el agua de bebida, los radionucleídos pueden
incorporarse al organismo.
 Por vía transcutánea: a través de heridas o incluso, algunos radionucleídos
como el tritio, son capaces de migrar a través de la piel sana y producir el
ingreso al organismo de material radiactivo.
53
Producida la incorporación del radionucleído, la irradiación interna se prolonga
hasta la eliminación completa del mismo. El tiempo requerido es función del
semiperíodo y el período biológico del nucleído.
Restricción de la exposición a la radiación en los casos de exposición externa y
de contaminación interna:
La protección radiológica se logra mediante adecuadas previsiones en el
diseño y construcción de las fuentes de radiación, mediante una instalación que
por su disposición y elementos de protección permitan la operación de la
misma con niveles reducidos de exposición y mediante la adopción, por parte
del personal, de hábitos y rutinas acordes con los principios de protección
radiosanitaria.
Un eficiente control de acceso a las áreas controladas mediante señales de
advertencia ó dispositivos de enclavamiento constituyen un aspecto
fundamental de la organización pues de lo contrario se posibilita el acceso a las
mismas de personas, sobre las que no se ejerce el control que corresponde a
dichas áreas.
Recursos Tecnológicos destinados a limitar las Dosis por irradiación externa e
interna.
En el caso de dosis debidas a Irradiación Externa producidas por fuentes que
se puedan considerar puntuales, a efectos de limitar los valores de tasa de
dosis se puede recurrir a dispositivos de accionamiento remoto que permiten
incrementar la distancia entre la fuente y el operador con lo que la tasa de
dosis al variar en forma inversamente proporcional al cuadrado de la distancia
disminuirá, entre estos dispositivos de accionamiento tenemos los
denominados tele-manipuladores cuya versión mas simple pero muy empleada
es la telepinza.
Otro recurso consiste en la interposición entre la fuente y el operador de
espesores de materiales que, para el caso de radiaciones directamente
ionizantes ( poseen cargas eléctricas ), alfa y betas positivas o negativas
pueden detenerlas totalmente y en el caso de radiaciones indirectamente
ionizantes ( carecen de cargas eléctricas ), gamma ,X, y neutrones podrán ser
atenuadas
54
En el caso de la irradiación interna existen tres recursos fundamentales
para reducir la concentración de contaminantes en el punto de interés.
-
Ventilación.
Filtración.
Confinamiento.
La ventilación es la limpieza del aire interior del recinto por dilución con aire
limpio, el aire limpio puede ser tomado del exterior o proveniente de la
recirculación y acondicionamiento del aire que llega del interior del recinto
En general el confinamiento se logra mediante :cerramientos y barreras físicas
55
Monitoraje de la Exposición Ocupacional
El monitoraje de las personas expuestas a las radiaciones es una herramienta
que contribuye a evaluar el grado de cumplimiento de la medidas de protección
radiológica . Un sistema de control radiológico individual permitirá además
realizar evaluaciones de las dosis que recibe el personal y las variaciones en
las mismas que surgirían de cambios en las instalaciones.
Los métodos de control radiológico ocupacional pueden agruparse en dos
tipos, los aplicados directamente sobre el individuo y aquellos que se llevan a
cabo en los ambientes de trabajo, en el caso del monitoraje individual de
irradiación externa se efectúan mediante la utilización de dispositivos de uso
individual ( dosímetros ), mientras los dispositivos para el monitoraje de aéreas
.se emplean los monitores de aéreas que pueden estar fijos en la instalación,
en los puntos mas críticos desde el punto de vista radiológico o tratarse de
instrumentación portátil del tipo exposímetros
Con frecuencia este tipo de monitores es denominado Geiger- Muller cuando
el detector o transductor de campo de radiación a señal eléctrica es el que se
debe denominar así.
56
CAPITULO VII
DETECTORES de RADIACION
PRINCIPIOS DE DETECCION DE LA RADIACION
IONIZANTE
INTRODUCCION
Las radiaciones ionizantes, por su naturaleza, requieren para su
detección el empleo de dispositivos adecuados denominados
genéricamente sistemas detectores. Estos dispositivos ponen en
evidencia la presencia de un campo de radiaciones, mediante la
generación de algún tipo de señal que resulte inteligible para el
observador, brindándosele consecuentemente información cualitativa
o cuantitativa acerca de las radiaciones de interés.
Según el momento en que presenta la información adquirida:
INMEDIATOS
DIFERIDOS O RETARDADOS
Según el fenómeno en que se basa su funcionamiento se clasifican en
detectores por:
IONIZACION
EXCITACIÓN
DETECTORES INMEDIATOS
DETECTORES POR IONIZACION
DETECTORES GASEOSOS
DETECTORES POR EXCITACION
DETECTORES DE CENTELLEO
DETECTORES DIFERIDOS O RETARDADOS
DETECTORES POR IONIZACION
DOSÍMETROS DE LAPICERA
57
DETECTORES POR EXCITACIÓN
FILM FOTOGRAFICO
DETECTOR TERMO LUNISCENTE (TLD)
A) DETECTORES INMEDIATOS
DETECTORES GASEOSOS
Los detectores gaseosos están básicamente constituidos por un recinto
conteniendo un gas, sometido a un campo eléctrico producido por una
diferencia de potencial aplicada entre dos electrodos (uno de los cuales cumple
la función de contener ese gas).
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). Si la diferencia de potencial aplicada a los
electrodos de un detector gaseoso es nula, también será nula la intensidad de
campo eléctrico en el interior del recinto, con lo que los iones producidos por la
interacción de la partículas ionizantes se encontrarán sometidos sólo a la
atracción mutua debida al distinto signo de sus cargas, recombinándose para
volver a constituir átomos o moléculas neutras
Cuando la diferencia de potencial deja de ser nula aparecerá un campo
eléctrico, el campo eléctrico existente entre electrodos atrae a los iones hacia
los electrodos correspondientes con una fuerza proporcional a la intensidad de
campo eléctrico y a la carga eléctrica las cargas eléctricas (iones) serán
recogidos por los electrodos constituyendo un pulso eléctrica
Estos iones, en presencia del campo eléctrico, se aceleran en dirección a los
electrodos polarizados eléctricamente con signo contrario
Durante la migración de los iones por el interior de tubo se producen, por
choque de los iones con átomos que no estaban ionizados, nuevos pares de
iones, este fenómeno se conoce como multiplicación de pares de iones.
Después de haber recorrido la distancia que los separa de los respectivos
electrodos, las cargas eléctricas circulan por el circuito exterior de polarización,
configurando la señal eléctrica correspondiente.
58
Contadores Geíger-Müller
. Esta región de operación del detector gaseoso recibe el nombre de
Geiger-Müller (GM) . La principal característica de un contador
Geiger-Müller es que la amplitud de la señal eléctrica es
independiente de la energía y naturaleza de la partícula, resultando la
de mayor amplitud obtenible con la configuración del detector
gaseoso utilizado.
En general, estos contadores se prevén para la detección de
radiación beta o fotónica. Dado el gran poder de penetración de los
fotones, las paredes del tubo pueden ser de vidrio o metal
relativamente gruesas , no así en el caso de la partícula beta (pues
son rápidamente frenadas en un material denso). Para que el detector
resulte sensible a estas partículas, es necesario que disponga de una
ventana fina que permita el ingreso de las partículas beta.
Para que tenga lugar la detección de un fotón X o gamma, debe por
lo menos liberarse un electrón secundario, lo cual puede realizarse
por interacción tanto con el gas de llenado como con el material de
las paredes (cátodo) o del ánodo. El electrón liberado debe a su vez,
alcanzar el volumen sensible del contador (volumen delimitado por el
campo eléctrico, donde tiene lugar la multiplicación de iones) e iniciar
una cascada de ionizaciones o avalancha.
Cuando se emplea un contador Geiger-Müller para medir intensidad
de campo de radiación fotónica a través de la magnitud Tasa de
Dosis, debe considerarse la variación de la sensibilidad de respuesta
(expresada en cuentas por unidad de exposición) en función de la
energía de la radiación. La variación de sensibilidad con la energía
representa un inconveniente cuando se desea medir exposición en un
campo de fotones multienergéticos. En estos casos se recurre a la
utilización de contadores Geiger-Müller ecualizados en energía.
La ecualización consiste en revestir el contador con blindajes de bajo
número atómico (tal corno aluminio o lucite), que aplanan la curva de
sensibilidad.
DETECTORES DE CENTELLEO
Conceptos básicos sobre centelladores
La detección de las radiaciones ionizantes a partir de los destellos
luminosos que éstas producen en ciertos materiales, es uno de los
59
métodos más antiguos, pero continúa siendo muy utilizado en contaje
y en espectrometría.
Cuando una partícula ionizante incide en un material puede
interactuar de acuerdo al mecanismo que corresponda al tipo de
partículas, a su energía y al material de que se trate, produciendo
partículas cargadas que se mueven en su interior. En ciertos
materiales, denominados centelladores, una pequeña fracción de la
energía cinética de las partículas secundarias es convertida, por
excitación de sus átomos, en energía luminosa; el resto se transfiere
al medio como calor Al regresar el electrón a su posición original
durante la desexcitación, el átomo emite energía en forma de luz . Un
material ampliamente utilizado en la construcción de centelladores
sensibles a radiación fotónica es el Ioduro de sodio activado con talio
(INa (TI))
Fotomultiplicador
e
Luz visible
-
Fotomultiplicadores
La utilización de los centelladores en la detección y espectrometría de
las radiaciones sería imposible si no se dispusiera, además, de
dispositivos capaces de convertir los impulsos luminosos, sumamente
débiles, provenientes de los centelladores, en impulsos eléctricos,
reciben la denominación genérica de traductores óptico-electrónicos.
Tales dispositivos pueden ser los tubos fotomultiplicadores.
Consisten en una válvula multi electrónica, que transforma la energía
luminosa en eléctrica. De esta manera, los impulsos eléctricos,
proporcionales a los luminosos (constituidos por no más de algunos
cientos de fotones) pueden ser procesables por circuitos electrónicos
relativamente simples. Un tubo foto multiplicador está constituido
fundamentalmente por un fotocátodo (que emite electrones bajo la
acción de la luz), una serie de electrodos llamados dinodos
polarizados con potencial eléctrico creciente que multiplican los
electrones emitidos por el fotocátodo, que chocan .con los dinodos
con velocidad suficiente para arrancar electrones secundarios en el
choque con los dinodos
60
Conjunto denominado “ Integral Line “ de centellador y tubo foto
multiplicador acoplados óptimamente constituyendo un detector de
centelleo
ALGUNOS EQUIPOS
Bajo costo
61
Escala analógica
0-5 mR/h / 0-6k cpm
Respuesta:
Variable 2-10 seg
Rango :3 Décadas
0.5, 5, 50 mR/h
600, 6k, 60k cpm
Opciones:
Parlante (xxx)
Correa (xxx)
Detector GM modelo (xxx)
Detector GM modelo (xxx)
Fuente de chequeo (xxx)
CARACTERISTICAS: GM interno, instrumento robusto,
500 horas de vida de baterías.
DETECTOR: GM , 80 cpm/mR/hr para 137Cs, 3 Décadas: 0-1,000 mR/h
Escala de medición: 0-10
CONTROLES EXTERNOS:
Respuesta variable de 2 a 10 segundos mediante dial. Reset y 3
multiplicadores para los rangos: x10, x100, x1,000
Dimensiones: 17,1 x 8,6 x 12,7 cm.
Opciones:
Parlante (xxx), Fuente de chequeo de 137Cs (xxx)
INFORMACIÓN TÉCNICA
El instrumento posee un tubo GM incorporado y
adicionalmente provee un conector para conectar
sondas externas. Si la sonda es conectada, el tubo GM
interno es automáticamente apagado, el detector de la
sonda ahora estará midiendo. El tipo de sonda es
automáticamente reconocida (por ej. Si se conecta la
sonda xx17, el display indicará EXT17. El con display
analógico y digital, cambio automático de escala,
acumulación de dosis (no volátil), prefijaciones de
alarma para dosis y tasa de dosis, indicación de
desviación standard, batería de 9Volts.
MEDIDOR DE TASA DE DOSIS XXX5
Rango Analógico: 1 µSv/h - 1000 mSv/h
Rango Digital: 0.1 µSv/h - 999 mSv/h
Rango de Energía: 45 keV - 3 MeV
MEDIDOR DE TASA DE DOSIS XXX6
Rango Analógico : 0.1µSv/h - 10mSv/h
Rango Digital: 0.01µSv/h - 9.99mSv/h
Rango de Energía : 60 keV - 1.3 MeV
La virtud de este tipo de detector radica en que permite el conocimiento de la
dosis acumulada sin ningún tipo de procesamiento previo del mismo.
62
B) DETECTORES DIFERIDOS O RETARDADOS
Estos detectores se emplean fundamentalmente como monitores
individuales o personales de irradiación externa. Un buen monitor
individual de irradiación externa es deseable que cumpla con las
siguientes premisas:
-
Sea sólo sensible al campo de radiación a medir.
-
Su sensibilidad sea independiente de la energía de las
radiaciones.
-
Su rango de medición adecuado a los niveles de dosis
involucradas.
-
Que sean pequeños, livianos y económicos.
DOSÍMETROS DE LAPICERA:
Los llamados dosímetros de lapicera o dosímetros de cámara de bolsillo
consisten en un capacitor conectado a un detector gaseoso (cámara de
ionización), conjunto que se carga eléctricamente mediante una conexión
durante un tiempo muy breve a una fuerza electro motriz (FEM) de alrededor
de 150 Volts. La carga Q almacenada por el capacitor será proporcional a su
capacidad C (que es un valor constante) y a la diferencia de potencial V
entre sus placas..
Q=C.V
Cuando el conjunto se expone a un campo de radiación fotonica (gamma o
X) , las partículas beta o alfa no pueden atravesar las paredes o de
neutrones se producirán ionizaciones en el gas del detector.
Los iones migraran hacia los electrodos de signo contrario constituyendo un
pulso de corriente y el capacitor comenzara a descargarse.
La disminución de carga eléctrica del capacitor será proporcional a la dosis
de radiación que interactuó con el detector y se manifestara como una
disminución de la diferencia de potencial V que es medida mediante un
voltímetro electrostático que esta calibrado en unidades de dosis. Para su
lectura se debe tener especial cuidado con los errores que pueden introducir
las corrientes de fuga en los dieléctricos. La virtud de este tipo de
instrumento radica en que posibilita la medición de la dosis acumulada sin
necesidad del procesamiento de la información acumulada.
63
FILM FOTOGRAFICO
El film fotográfico es un detector de la radiación del tipo diferido que
funciona en base al fenómeno de ionización. Este tipo de detector es
muy utilizado como monitor individual de la irradiación externa, siendo
uno de los más antiguos y aún muy empleados, consiste e un soporte
transparente de celuloide o nylon sobre el cual, en ambas caras
deposita una emulsión conteniendo cristales de algún haluro de plata,
tal como el bromuro de plata, los electrones liberados por la radiación,
al interactuar con el material, neutralizan los iones de plata
transformándolos en plata
metálica, la que constituye la formación de la denominada imagen
latente. La cantidad de granos de bromuro que han sufrido esta
transformación, así como el número de iones plata convertidos en
cada grano es función de la dosis absorbida.
Después de que la placa, convenientemente aislada de la luz visible
mediante un envoltorio de papel opaco para evitar su velado con luz
visible, ha sido irradiada y se desee rescatar la información
almacenada, se deberá proceder al revelado del film. Dicho revelado
es totalmente análogo al que se efectúa con las placas fotográficas
corrientes. Concluido el revelado se observará un ennegrecimiento de
la placa que es función de la dosis que recibió. La cuantificación del
grado de ennegrecimiento de la placa se efectúa con un instrumento
denominado densitometro cuyo esquema se adjunta.
64
define como densidad óptica del film la relación:
D= lg Io
I
Siendo Io la indicación del instrumento sin el film interpuesto e I la
indicación con el film interpuesto.
Este método no cumple con la condición deseada, de que su
sensibilidad debe ser independiente de la energía de las radiaciones,
como puede observarse existen distintas curvas para distintas
energías.
DENSIDAD
E3>E2>E1
A los efectos de determinar aproximadamente la energía promedio
con que se irradio el film se anteponen filtros metálicos y por relación
entre la densidad óptica debajo de la zona cubierta y la descubierta
se puede conocer aproximadamente dicha energía
Como sin duda puede inferirse los errores del método son
significativos, una determinación con un error de  20% es aceptable
en virtud de los importantes márgenes de seguridad con que se
trabaja en Protección Radiológica. Los monitores del tipo film son
sensibles a radiación fotonica o sea x y  , a partículas 
y bajo
ciertas condiciones también podrían evaluarse neutrones.
65
DETECTOR TERMO LUMINISCENTE (TLD)
Este tipo de detector diferido es también ampliamente utilizado como
monitor individual de irradiación externa, su funcionamiento se basa
en el fenómeno de excitación producido por las partículas
secundarias generados por la radiación ionizante. Consisten en una
pastilla de un material que posea características fotoluminiscentes
relevantes tales como el fluoruro de lititio (Li.F), fluoruro de calcio con
manganeso (Ca F2, Mn), sulfato de calcio con disprocio (SO4 Ca ;
Dy). Cuando la
radiación incide sobre estos materiales algunos átomos de la red
cristalina resultan excitados y no se desexcitan espontáneamente
sino que los electrones que fueron desalojados de sus órbitas quedan
retenidos en niveles energéticos metaestables conocidas como
“trampas”. La cantidad de estas trampas pobladas por electrones es
directamente proporcional a la dosis de radiación recibida por la
pastilla. Luego de irradiada la pastilla de TLD, cuando se desea
rescatar la información almacenada se procede a inducir la
desexcitación de los átomos por elevación de la temperatura de la
pastilla, lo que incrementa la agitación térmica y posibilita el salto de
los electrones desde los niveles trampas hacia
los niveles
energéticos originales. Esta desexcitación va acompañada por la
emisión de luz que es leída por un foto-multiplicador. Este proceso se
realiza con un dispositivo lector que se esquematiza a continuación.
66
Si se eleva la temperatura siguiendo una variación en el tiempo en
forma de rampa, se obtendrá una emisión de luz cuya intensidad en
función de la temperatura varía tal como se observa en la “curva de
brillo” o curva Glow.
Los distintos picos corresponden a trampas de distinta profundidad
que se van vaciando a medida que aumenta la temperatura. El área
debajo de los picos es función de la dosis de radiación absorbida por
la pastilla de TLD.
Este tipo de detectores posee un rango muy amplio de medición y a
los efectos de la Protección Radiológica puede considerarse que su
sensibilidad es independiente de la energía. Una
de sus
particularidades más relevantes consiste en que la lectura es
destructiva de la información almacenada, quedando el detector
prácticamente en estado virgen. En la práctica, después de la lectura,
se procede al recocido de la pastilla que consiste en mantener la
temperatura de la misma a 400°C durante algún tiempo, a efectos de
borrar la información remanente quedando el TLD en condiciones de
ser nuevamente utilizado.
67
68
CAPITULO VIII
CALCULOS de BLINDAJES
INTRODUCCIÓN:
El conjunto de técnicas de protección para la radiación externa tiene por objeto
reducir las dosis recibidas por las personas expuestas a través de esa vía, de
manera que dichas dosis se mantengan tan bajas como sea razonablemente
posible.

Si se analiza la expresión de la dosis en función del tiempo: H = H x t se
hace evidente que existen dos mecanismos básicos para reducir las dosis por
esta vía:

la reducción del tiempo de exposición t, y

la reducción de la tasa de dosis H

La dosis equivalente por unidad de tiempo (tasa de dosis equivalente)
producida por una fuente radioactiva puntual de actividad A y constante
especifica de radiación , a una distancia d, si no hay absorbente intermedio
es:

H =
A x 
(1)
d2
Donde

H
A

= Tasa de dosis equivalente ambiental [ mSv/h ]
= Actividad de la fuente radiactiva [ GBq ]
= Constante específica de radiación para el radionucleído [ mSv m2 / h GBq ]
= Distancia entre la fuente y el punto en cuestión [ m ]
d
:
Ejemplos de cálculo:
a.- ¿Qué tasa de dosis equivalente ambiental hay a 3 m de una fuente de
con una actividad igual a 3,7 TBq ? ( = 0,13 mSv m2 / h GBq )

H
A x 
=
d2
3700
=
x
32
0,13
481
=
=
9
69
53,4 mSv / h
192
Ir
b.- ¿Qué tasa de dosis equivalente ambiental hay a 150 cm de una fuente de
60
Co que tiene una actividad igual a 2800 GBq ? ( = 0,35 mSv m2 / h GBq )
A x 

=
H
d2
2800
=
x
0,35
980
=
1,5 2
=
435,5 mSv / h
2,25
La reducción de la tasa de dosis por irradiación externa puede lograrse por:
 la reducción de la actividad de la fuente radiactiva
La actividad de una fuente de radiación disminuye con el tiempo
debido al decaimiento radiactivo,
 el aumento de la distancia entre la fuente y el punto de interés
La tasa de dosis equivalente que produce una fuente de irradiación,
por la expresión (1) se ve que disminuye con el cuadrado de la
distancia,
 la interposición de blindaje entre la fuente y el punto de interés
Se denomina blindaje a todo sistema destinado a atenuar un campo
de radiación por interposición de un material absorbente entre la
fuente radiactiva y el punto de interés.
CALCULO de BLINDAJES para RADIACIÓN GAMMA
La atenuación de un haz de radiación gamma en un material absorbente sigue,
con bastante aproximación, una exponencial negativa
FUENTE
P
FUENTE
P
○
○
○
○
•
•
H0
H
x
Por lo tanto, la interposición de un blindaje de espesor x entre una fuente
radiactiva y un punto de interés P, produce una disminución de la tasa de dosis
en dicho punto de acuerdo a la siguiente expresión:
•
•
H = H0 e-μx
70
•
H0 es la tasa de dosis en el punto de interés P sin blindaje interpuesto
•
H es la tasa de dosis en el punto de interés P con blindaje de espesor x
interpuesto
e-μx es el factor de atenuación donde μ es el coeficiente de atenuación másico
y x el espesor del blindaje.
En la expresión anterior se puede ver que, para que la tasa de dosis
se reduzca a cero sería necesario un espesor de blindaje infinito es
decir que es imposible reducir a cero la tasa de dosis por interposición
de blindaje. Por lo tanto se deberá definir un espesor de blindaje
necesario para que las personas expuestas no superen los límites y
que las mismas sean lo mas bajas como sea razonablemente posible.
RELACION de TRANSMISION “ K “
•
•
También se puede ver que la relación H / H0 = e-μx es solo función del
espesor del material interpuesto.
Se define este relación como “relación de transmisión K” es decir:
•
K =
H
•
H0
Tasa de dosis, en el punto de interés, con blindaje interpuesto
(2)
=
Tasa de dosis, en el punto de interés, sin blindaje interpuesto
Una forma de calcular el blindaje que se requiere es a través del empleo de las
curvas que se han construidos para los radionucleídos mas comunes y
materiales mas empleados donde se grafica la relación de transmisión K en
función del espesor de blindaje
Las curvas de la relación de transmisión K corresponden a un determinado
“par” formado por un radionucleído y un material blindante (ejemplo: 192Ir/plomo;
60
Co/hierro)
El valor de K es siempre menor que 1 por ser

Ho
>
71

H
K
1
10-1
60
Co
10-2
CONCRETO
10-3
URANIO
10-5
PLOMO
10-4
10-6
0
5
10
15
20
25
30
35
40
ESPESOR (cm)
Podemos tener dos casos: blindaje hacia adentro y blindaje hacia fuera,
donde la diferencia entre ambos radica que en el segundo caso el espesor del
blindaje modifica la distancia entre la fuente y el punto de interés.
Blindaje hacia adentro:
•
Se determina la H que se desea y como se conoce la actividad de la fuente y el
radionucleído empleado se puede calcular K como:
•
K =
H
•
H0
•
=
H d2
A 
72
Esquematizando
FUENTE
P
○
○
•
H
x
d
Con el valor hallado de K se entra en la curva correspondiente al radionucleído
y material blindante y se obtiene el espesor del blindaje buscado.
Por ejemplo: si K = 6 x 10-4 da un espesor de  20 cm de concreto
si K = 10-6 da un espesor de  27,5 cm de plomo
si K = 5 x 10-5 da un espesor de  10 cm de uranio
Problemas:
1.- ¿Qué espesor de plomo debo interponer entre una fuente de 60Co y un
operador para reducir una tasa de dosis equivalente ambiental sin blindaje de
1,92 mSv/h a un valor igual a 120 Sv/h?
Por definición del factor K:

H
K=

Ho
Reemplazando y sabiendo que 120 µSv/h = 0,120 mSv/h resulta:
K =
0,120 mSv/h
1,92 mSv/h
=
0,0625
6,25 x 10-2
=
Del gráfico 2 con K = 6,25 x 10-2 se obtiene un espesor de plomo de ≈ 5,5 cm
2.- ¿Qué espesor de plomo se debe interponer entre una fuente de 137Cs y un
operador para que la tasa de dosis equivalente sin blindaje que es igual a 10
mSv/h se reduzca a 50 Sv/h?
Por definición del factor K:
73

H
K=

Ho
Reemplazando y sabiendo que 50 µSv/h = 0,05 mSv/h resulta:
0,05 mSv/h
K =
= 0,005
10 mSv/h
= 5 x 10-3
Del gráfico 2 con K = 5 x 10-3 se obtiene un espesor de plomo de ≈ 5cm.
También se puede entrar a la curva por abscisa (espesor del blindaje) y
obtener K que nos permitiría conocer la tasa de dosis equivalente ambiental
que produce una fuente radiactiva dentro de un contenedor (fuente blindada).
Con el valor de K y el de la tasa de dosis ambiental sin blindaje en un punto se
puede calcular la tasa de dosis ambiental con blindaje en dicho punto.
3.- Se tiene una fuente radiactiva de 1,5 TBq de 60Co dentro de un blindaje de
acero de 5 cm de espesor, se desea saber la tasa de dosis equivalente
ambiental a 170 cm de la fuente (Γ = 0,35 mSv m2 / GBq-1 h-1)

H
A x 
=
1500 GBq
x
=
d2
0,35 mSv m2/ h GBq
1,7 2 m2
=
181,6 mSv / h
Del gráfico 5 para 5 cm de acero se obtiene un K = 3 x 10 -1 luego:

H
K=




H = K x Ho
=
3 x 10-1 x 181,6 mSv/h
Ho
74
=
54,48 mSv/h
4.- ¿Qué tasa de dosis equivalente ambiental hay a120 cm de una fuente
radiactiva de 60Co cuya actividad es igual a 2590 GBq y que se encuentra
dentro de un blindaje de concreto de 1 metro de espesor?
A x 

=
H
2590 GBq x 0,35 mSv m2/ h GBq
=
d2
1,2 2 m2
=
629,5 mSv / h
Del gráfico 4 para 100 cm de concreto se obtiene un K = 3 x 10 -5 luego:

H
K=

•


H = K x Ho
=
3 x 10-5 x 629,5 mSv/h
=
0,0188 mSv/h
(18,8 µSv/h)
Ho
Blindaje hacia fuera:
Este caso, que es de poca aplicación en la práctica de gammagrafía industrial,
se esquematiza de la siguiente forma:
FUENTE
P
○
○
•
H
x
d´
d´´
d
Donde la distancia “d” es la distancia entre la fuente y el punto de interés y se
cumple que d = d´ + x + d´´
Para el cálculo se procede de la siguiente manera:
1.- Se postula un tasa de dosis con blindaje se desea tener
2.- se le asigna un valor arbitrario x1 al espesor del blindaje,
3.- se calcula d = d´ + x1 + d´´
4.- se calcula la tasa de dosis sin blindaje
•
•
5.- se calcula k = H / H0
de la curva correspondiente se obtiene el espesor x1tabla
Esquema de cálculo:
75
X1

d = d´ + x1 d´´
H

Ho = A x  / d

2

K = H / Ho
x1tabla
Si la diferencia entre x1 y x1tabla es grande se calcula x2 = (x1 + x1tabla ) / 2 y se
repite el cálculo desde el paso 2 hasta que la diferencia sea pequeña y ése
será el espesor del blindaje.
HEMIESPESORES
Otro método de cálculo es conocer el número de hemiespesores que debemos
interponer para obtener la tasa de dosis equivalente ambiental deseada,
sabiendo que un hemiespesor es el espesor de un material absorbente que
intercalado entre el radionucleído y el punto a blindar reduce la tasa de dosis
equivalente ambiental a la mitad de su valor.
Podemos razonar así:
Intercalando 1 hemiespesor la tasa de dosis equivalente ambiental será


H
=
Ho
2
Intercalando 2 hemiespesores la tasa de dosis equivalente ambiental será

H
=


Ho
Ho
=
22
2x2
Intercalando 3 hemiespesores la tasa de dosis equivalente ambiental será



H
Ho
=
=
2x2x2
Ho
23
Intercalando n hemiespesores la tasa de dosis equivalente ambiental será


H
=
Ho
2n
(3)
Luego el numero de hemiespesores se obtiene despejando n de la
expresión anterior:
76


Ho
H = 2n =

2
n
=
Ho

H

n log2
Ho
= log

H

n =

log Ho / H
(4)
log 2
Por lo tanto el espesor del blindaje será:
espesor (e) = número de hemiespesores (n)
por lo tanto e = n x he
x
valor del hemiespesor (he)
Problemas:
5.- ¿Qué espesor de plomo debo interponer entre una fuente de 192Ir y un
operador para que la tasa de dosis equivalente ambiental sin blindaje de 0.06
mSv/h se reduzca a 7,5 Sv/h? (Hemiespesor = he = 0.5 cm)

n
=

log Ho / H
log 2
=
log 60 / 7,5
log 2
=
Log 8
log 2
0,90
0,30
=
=
3
Luego el espesor del blindaje de plomo es = n x he = 3 x 0,5 = 1,5 cm de plomo
6.- ¿Qué espesor de acero se debe interponer entre una fuente de 137Cs y un
operador para que la tasa de dosis equivalente ambiental sin blindaje que es
igual a 10 mSv/h se reduzca a 250 Sv/h? (Hemiespesor = he = 1,7 cm)

n
=

log Ho / H
log 2
=
log 104 / 250 =
log 2
Log 40
log 2
=
1,60
0,30
= 5,3
Luego el espesor del blindaje de acero es = n x he = 5,3 x 1,7 = 9 cm de acero
También se puede obtener “n” (número de hemiespesores)
sabiendo el espesor del blindaje interpuesto con la expresión n = e /
he y luego nos permite conocer la tasa de dosis equivalente ambiental
que produce una fuente blindada dentro de un contenedor.
77
7.- Se tiene una fuente radiactiva de 192Ir de 2,3 TBq dentro de un blindaje de
plomo de 6 cm de espesor, se desea saber la tasa de dosis equivalente
ambiental a 70 cm de la fuente (Γ = 0,13 mSv m2 / GBq-1 h-1) ( he = 0,5 cm ):
Sabemos que espesor = n x he  n = espesor / he  n = 6 / 0,5 = 12
También podemos calcular
A x 

=
H
2300 GBq x 0,13 mSv m2 / h GBq
=
d2
=
0,7 2 m2
610,2 mSv / h
Reemplazando en la expresión (3)
610,2

=
H
212
610,2
=
=
0,149 mSv/h
=
149 µSv/h
4096
8.- ¿Qué tasa de dosis equivalente ambiental hay a 2,5 m de una fuente
radiactiva de 137Cs cuya actividad es igual a 0,8 TBq y que se encuentra dentro
de un blindaje de plomo de 30 mm de espesor?
( hemiespesor = 0,6 cm ; Γ = 0,08 mSv m2 / h GBq )
Sabemos que espesor = n x he  n = espesor / he  n = 3 / 0,6 = 5
También podemos calcular
A x 

=
H
800 GBq x 0,08 mSv m2
=
d2
= 10,24 mSv / h
2,5 2 m2 h GBq
Reemplazando en la expresión (3)
10,24

=
H
25
10,24
=
=
0,32 mSv/h
=
320 µSv/h
32
Por lo visto precedentemente resulta evidente que las magnitudes
que se necesitan para el cálculo del blindaje a interponer entre una
fuente radiactiva y el lugar de interés son:

Ho

H
= Tasa de dosis equivalente ambiental sin blindaje
= Tasa de dosis equivalente ambiental con blindaje
78
Desarrollaremos ahora distintas maneras de obtener dichas magnitudes:
1.- A partir de la expresión (1) se pueden deducir las siguientes:

H
A x 
=
d2



H x d2 = A x 

A=
Hxd2
(5)


d
2
Ax
=


d=
H
(
Ax 

H
)
Ejemplo de aplicación de la expresión (5):
9.- ¿Cuál es la actividad de una fuente radiactiva de 60Co si a 80 cm
de distancia de la misma se mide una tasa de dosis equivalente
ambiental igual a 2 Sv/h?

A=
Hxd2

2000 x 0,82
=
=
3657 GBq
0,35
10.- ¿Cuál es la actividad de una fuente radiactiva de 192Ir si a 2,5 m
de distancia de la misma se mide una tasa de dosis equivalente
ambiental igual a 450 µSv/h?
.

A=
Hxd2

0,45 x 2,52
=
=
21,6 GBq
0,13
Se debe tener en cuenta que si no se dispone del valor de la actividad
a la fecha se debe calcular el decaimiento sufrido desde su
calibración.
Para esto emplearemos la expresión siguiente:
Ao
A(t) =
2t/T1/2
(7)
Donde
79
1/2
(6)
Ao
A(t)
t
T1/2
=
=
=
=
Actividad de la fuente radiactiva tiempo 0 (fecha de calibración)
Actividad de la fuente radiactiva a tiempo t
Tiempo transcurrido
Período de Semidesintegración
Ejemplo de aplicación de la expresión (7):
11.- Una fuente radiactiva de 192Ir posee una actividad inicial 3.7 TBq, calcular
la actividad remanente transcurridos 185 días desde su calibración.
Ao
A(t) =
3,7
3,7
=
2
=
t/T1/2
2
185/74
3,7
=
2
=
2,5
0,65 TBq
5,65
12.- Una fuente radiactiva de 60Co posee una actividad inicial 1550 GBq,
calcular la actividad remanente transcurridos 7 años desde su calibración.
Ao
A(t) =
1550
=
2t/T1/2
27/5
1550
=
21,4
1550
=
=
587,1 GBq
2,64
Cuando es necesario conocer la distancia a la cual se tendrá una
determinada tasa de dosis equivalente ambiental empleamos la
expresión (6)
13.- ¿A que distancia debe estar ubicada una fuente radiactiva de 192Ir que
tiene una actividad de 3 TBq para que produzca una tasa de dosis equivalente
ambiental igual a 50 mSv/h?
d=
Ax 
(
)

H
1/2
=
(
3000 x 0,13
50
)
1/2
= 2,79 m
2.- A partir de la expresión (1) expresada para dos distancias distintas (d 1 y d2):

H1 =
A x 
d12

y
H2 =
A x 
d22
Para la misma actividad y radionucleído el producto A x  es el mismo luego:


H1 x d12 = H2 x d22

H1

H2
de donde se deduce la siguiente expresión:
d22
=
d12
(8)
80
Ejemplo de aplicación de la expresión (8):
14.- A 70 cm de una fuente se mide una tasa de dosis equivalente ambiental
igual a 530 mSv/h. ¿ a que distancia se reducirá la tasa de dosis equivalente
ambiental a 150 mSv/h ?

d22
H1
=

H2
(
d2 =
d12
d22
530

=
530 x 0,72
)
150

0,72
150
1/2
= ( 1,73 )
1/2
= 1,31 m
15.- Se desea conocer la tasa de dosis equivalente ambiental que se mide a
10,5 m de una fuente sabiendo que a 3,5 m de la misma, la tasa de dosis
equivalente ambiental es igual a 450 mSv/h.

d22
H1
=

H2

 H2 =
d12

10,52
450
=

H2

3,52
450 x 3,52
10,52
= 50 mSv/h

(9)
3.- A partir de las expresión H = H x t
H
donde
= Dosis equivalente ambiental

= Tasa de dosis equivalente ambiental
H
t
= Tiempo de permanencia
Ejemplo de aplicación de la expresión (9):
16.- ¿Qué dosis equivalente recibirá una persona ubicada a 5,3 m de distancia
de una fuente radiactiva de 60Co con una actividad igual a 2,8 TBq si la
permanencia en dicho lugar es de 30 minutos?
A x 

H
=
d2
2800 x 0,35
=
5,3 2
=
34,88 mSv / h
luego

H = H x t = 34,88 mSv/h x 0,5 h = 17,44 mSv
81
4.- A partir de la expresión (9) se pueden deducir las siguientes:



H=Hxt
(10)
H=H/t


t=H / H
(11)
Ejemplo de aplicación de la expresión (10):
17.- ¿Cuál es la máxima tasa de dosis equivalente para no superar 20 mSv si
se trabaja 8 horas por día durante 6 días en ese lugar?

H=Hxt


H = H / t = 20 mSv/h / 48 h = 0,416 mSv/h = 416 µSv/h
Ejemplo de aplicación de la expresión (11):
18.- ¿Qué tiempo puede permanecer un operador a 90 cm de una
fuente radiactiva de 192Ir cuya actividad es 3,7 TBq para no superar
una dosis equivalente igual a50 mSv?

H=Hxt


t=H / H
Por la expresión (1)
A x 

H =
3700 x 0,13
=
d2
Luego
=
0,9 2
593,8 mSv / h

t = H / H = 50 mSv / 593,8 mSv/h = 0,084 h = 5 minutos
Problemas de aplicación:
19.- ¿A qué distancia se debe ubicar un operador para no superar
una dosis equivalente igual a 2 mSv si debe permanecer expuesto
durante 2 horas a una fuente radiactiva de 137Cs cuya actividad es 3,7
TBq?
Por la expresión (9) tengo:

H=Hxt


H= H/t


H = 2 mSv / 2 h = 1 mSv/h
Reemplazando en la expresión (6)
d=
(
Ax 

H
)
1/2
=
(
3700 x 0,08
1
82
)
1/2
= 17,2 m
.
20.- ¿Qué actividad máxima debe tener una fuente radiactiva de 192Ir
para que trabajando a 140 cm de la misma, durante 90 minutos, no
supere una dosis equivalente de 5 mSv?



H=Hxt

A=
Hxd2


H= H/t
;
H = 5 mSv / 1,5 h = 3,33 mSv/h
3,33 x 1,42
=
= 50,2 GBq
0,13
FUENTE BLINDADA
Para obtener el valor de la tasa de dosis equivalente a una dada distancia de la
fuente blindada (por ejemplo dentro de un contenedor para trasvase) tenemos
dos caminos según elijamos la resolución por „”curva K” o por “hemiespesores”.
Por CURVA “K”
K
1
10-1
10-2
10-3
10-4
10-5
5
10
15
20
cm
Con el valor del espesor del blindaje (cm) se entra en el grafico por abscisa
hasta la curva y se obtiene el valor de K, en el gráfico superior para un valor de
7,5 cm se obtiene un valor de K ≈ 2 x 10-2 .
83
Luego, conociendo la distancia, el radionucleído y su actividad podemos
calcular la tasa de dosis equivalente que produce dicha fuente en ese lugar sin
el blindaje.

H
K=
•



H = K x Ho
Ho
Por HEMIESPESORES
Como el valor del espesor del blindaje (cm) puedo conocer “n” (número de
hemiespesores) porque:
Espesor de blindaje = nº de hemiespesores x valor del hemiespesor
Luego será:
n = espesor del blindaje / hemiespesor
Y por la definición de “hemiespesor”:


H = H0/2n
Conociendo la tasa de dosis equivalente sin blindaje y el “n” podemos calcular
la tasa de dosis equivalente con el blindaje interpuesto.
Problemas de aplicación:
21.- Se debe rescatar una fuente radiactiva con una actividad igual a
2,9 TBq para ponerla en condición segura. ¿Que espesor de plomo
se debe interponer para que la dosis equivalente recibida por el
rescatista que trabaja a 160 cm de la fuente de 192Ir no supere 5 mSv
sabiendo que el rescate dura 15 minutos? ( hemiespesor = he =0,5 )

Ho
A x 
=

H=Hxt
2900 x 0,13
=
d2


H= H/t
= 147,26 mSv / h
1,6 2

;
H = 5 mSv / 0,25 h = 20 mSv/h
84


log Ho / H
n =
log 147,26 / 20
=
log 2
=
log 2
log 7,36
log 2
=
0,87
0,30
=
2,88
Espesor del blindaje = n x he = 2,88 x 0,5 = 1,44 cm de plomo
22.- Calcular el espesor de plomo que se debe interponer entre una
fuente radiactiva de 137Cs cuya actividad es 3,7 TBq a la fecha de
calibración y un operador que se encuentra a 2,5 m de la misma,
durante una práctica que se realiza 8 años posteriores a su
calibración, para que la tasa de dosis equivalente ambiental se
reduzca a1 mSv.
Ao
A(t) =
2

H
3,7
=
t/T1/2
2
A x 
=
8/30
d2
2
0,26
2,5 2
1 mSv/h
H =

3,7
=
=
3,11 TBq
1,19
3110 x 0,08
=

K =
3,7
=
=
39,81 mSv / h
= 0,025 =
2,5 x 10-2
39,81 mSv/h
Ho
Del gráfico 2 se obtiene, con un K=2,5 x 10-2 un espesor de ≈ 3 cm de plomo
23.- Se tiene una fuente radiactiva de 137Cs con una actividad igual a 4,0 TBq
blindada con 3 cm de plomo, se desea conocer:
1. La dosis equivalente que recibiría una persona ubicada a 2 m de
distancia de la fuente si la permanencia en ese lugar fue de 3
minutos.(resolverlo por el método del coeficiente de transmisión K)
2. Que espesor de plomo debo agregar para que se reduzca la tasa de
dosis en el punto en cuestión a 64 µSv/h. (resolverlo por el método de
hemiespesores)
DATOS:
hemiespesor de plomo para 137Cs=0,6 cm
Constante  del 137Cs=0.08 mSvm2/h GBq
1.- Calculamos la tasa de dosis equivalente sin blindaje

H0 =
A x 
d2
4000 x 0,08
=
22
=
80 mSv / h
En el gráfico № 2, entramos por abscisa con 3 cm y obtenemos un valor de
K = 4 x 10-2 . Luego
85

H
K=
•



H = K x Ho
4 x 10-2 x 80 mSv/h
=
= 3,2 mSv/h
Ho
Luego. la dosis equivalente que recibiría la persona será:

H=Hxt

3,2 mSv x 0,05 h = 0,16 mSv
2.- Por el método de hemiespesores podemos calcular “n” por la siguiente
expresión:

n =

log Ho / H
log 2
=
log 3200 / 64
log 2
=
log 50
log 2
=
1,7
0,3
=
5,66
Como el espesor de blindaje = nº de hemiespesores x valor del hemiespesor
Luego el espesor de plomo debo agregar será :
e = n x he = 5,66 x 0,6 = 3,4 cm de Pb
24.- Se tiene una fuente radiactiva de 60Co con una actividad igual a 2,0 TBq
blindada con 6 cm de plomo, se desea conocer:
1. La dosis equivalente que recibiría una persona ubicada a 3 m de
distancia de la fuente si la permanencia en ese lugar fue de 2 minutos.
(resolverlo por el método de hemiespesores)
2. El espesor de plomo debo agregar para que se reduzca la tasa de dosis
en el punto en cuestión a 77,5 µSv/h. (resolverlo por el método del
coeficiente de transmisión K)
DATOS:
hemiespesor de plomo para 60Co : 1,2 cm
Constante  del 60Co : 0.35 mSv m2 / h GBq
1.- Calculamos la tasa de dosis equivalente sin blindaje

H0 =
A x 
d2
2000 x 0,35
=
32
=
77,78 mSv / h
Por otro lado sabemos que el espesor de blindaje es:
e = nº de hemiespesores x valor del hemiespesor = n x he
86
Luego tenemos que: n = e / he = 6 / 1,2 = 5
Sabemos que


H
Ho
=
= 77,78 / 25 = 77,78 / 32 = 2,43 mSv/h
2n
Luego la dosis equivalente que recibiría la persona será :


H=Hxt
H = 2,43 mSv /h / 0,033 h = 0,08 mSv = 80 µSv
2.- Podemos calcular K como:

H
K=

= 77,5 / 2430
= 0,032 = 3,2 x 10-2
Ho
Del gráfico № 2 obtenemos para K = 3,2 x 10-2 el espesor de blindaje de
plomo que debo agregar:
e = 6,5 cm de Pb
87
88
CAPITULO IX
Equipos y Fuentes
Breve reseña histórica de la radiografía y gammagrafía industrial En el inicio de
las actividades de ensayos no destructivos, la técnica madre de los mismos la
constituyó el empleo de los rayos X prácticamente desde su descubrimiento
(fines del siglo XIX) y pronto se transformó en un método imprescindible y casi
único para efectuar un examen de los materiales u objetos que no eran posible
destruir o desarmar para inspeccionarlos internamente.
Por otra parte, este método tiene la ventaja de dejar un documento gráfico del
análisis realizado.
Sin entrar a considerar las bases de la técnica propiamente dicha podemos
decir, avanzando rápidamente en el tiempo, que hacia mediados del siglo
actual esta técnica tuvo un adelanto sustancial, ya que aparte de los rayos X,
se incorporaron una serié de elementos radiactivos, naturales y artificiales, que
podían efectuar este mismo tipo de ensayo pero utilizando una fuente de
energía independiente de la energía eléctrica, es decir la emisión de radiación
gamma (γ) por parte de los radioisótopos que se fueron descubriendo o
fabricando. Esto significó el nacimiento de la gammagrafía industrial, método
complementario de la radiografía industrial (Rx).
Diseño de equipos de gammagrafía
La utilización de los elementos arriba citados implicó la aparición de nuevas
tecnologías, ya que los radioisótopos emiten radiaciones naturales alfa, beta o
gamma (α, β ó γ) que son nocivas para el cuerpo humano y por lo tanto para
evitar esta acción, fue necesario desarrollar recipientes que pudieran
contenerlos
Estos recibientes deben tener en su interior elementos que absorban parte de
esa radiación, y para ello deben ser llenados con material absorbente o
blindante de la radiación generada por las fuentes en cuestión. Al principio ese
material fue plomo (Pb), pero con el advenimiento de la era Atómica fue
reemplazado por Uranio empobrecido o Tungsteno.
Aparecen entonces los llamados equipos de "gammagrafía industrial". Los
primeros fueron con blindaje de plomo; más adelante a comienzos de la
década del 60 el plomo es reemplazado principalmente por el Uranio, debido a
su mayor poder de absorción y su menor peso, ecuación que se da, teniendo
en cuenta qué los radioisótopos más comunes que se utilizan como "fuentes
selladas" en gammagrafía industrial, son hasta el presente: lridio-192 (lr-192),
Cobalto-60 (Co-60), Cesio 137 (Cs 137), Tulio l70 (Tm 170), Yterbio 169 (Yb
169) y últimamente, Selenio 75 (Se 75).
89
De acuerdo al tipo de fuente que contengan, la cantidad de blindaje a colocarle
a cada equipo será la suficiente como para que los valores de exposición en
contacto con la superficie exterior del equipo o contenedor no supere los 2
mSv/h de acuerdo a los valores máximos permitidos en el Reglamento de
Transporte. Ésta condición debe cumplirse para la fuente ubicada en la
posición de blindaje máximo dentro del equipo.
Estos equipos, al cambiar el material de blindaje a Uranio, Tungsteno o una
combinación de ambos, también cambian su diseño y se transforman de
equipos direccionales (En desuso) en equipos panorámicos con control remoto
(Utilizados actualmente)
En los primeros, el haz de radiación se emite dentro de un ángulo sólido de
aproximadamente 60°, mientras que los últimos pasan a tener un haz de
radiación de prácticamente 360° vale decir en todas direcciones, lo que
equivale a Irradiar en forma panorámica. Además la fuente radiactiva se
desplaza fuera del blindaje o proyector dentro de un tubo guía, conectado al
mismo. Para realizar la exposición de la radiografía.
En Argentina actualmente se utilizan dos tipos de equipos para gammagrafía,
los de canal laberintico o en S
Estos son algunos de los equipos utilizados:
Equipos con canal en S o laberinticos
90
La diferencia entre ambos radica en el blindaje. Por esto los equipos que
utilizan un canal en S son generalmente más pesados que los que tienen un
canal recto.
Sentinel Serie 660, para iridio 192
Spec 2 – T, para iridio 192
91
Industrial Nuclear modelo IR 100 para iridio 192
Equipos con canal recto
Gammamat SE para Se 75
92
Gammamat SE para selenio 75
Gammamat modelo TI para iridio 192
Gammamat TK 100, para cobalto 60
93
Cabezal de crawler para selenio 75
La mayoría de estos equipos están siendo reemplazados por modelos más
avanzados porque los mismos no cumplen con los requisitos de seguridad
especificados en la última revisión de la Norma ISO 3999. Debido a estos
requerimientos los fabricantes de los equipos Sentinel y de los equipos
Gammamat, informaron que no renovarán su certificación de bulto B (u) por lo
que los mismos no se podrán transportar más, por lo tanto no serán operativos.
El resto de los fabricantes no han avisado todavía cuál será el criterio a utilizar
por ellos, pero se supone que adoptarán el mismo criterio ya que muchos de
los equipos fabricados por ellos no cumplen tampoco con la última revisión de
la Norma ISO 3999.
Las fechas de caducidad de los certificados es la siguiente:
Equipos Gammamat:
Diciembre de 2012
Equipos Sentinel:
Junio de 2013
Como consecuencia de estos vencimientos los fabricantes de estos equipos
están colocando en el mercado los siguientes modelos:
Sentinel
Modelo 880
Estos equipos tienen las mismas características que su antecesor el modelo
660, canal laberintico en S, tienen la misma cerradura, el tubo guía y el
comando son iguales, incluyendo los conectores.
Cambia totalmente el aspecto exterior, ya que el proyector es cilíndrico y tiene
una carcasa de fibra de carbono que le sirve para el manipuleo. También se
agregan dispositivos de seguridad. Además no se necesita overpack para
transporte como bulto B (u). La principal diferencia es que estos equipos vienen
con una certificación de bulto para utilizar fuentes radiactivas, tanto de Ir 192
como de Se 75 en forma indistinta.
94
95
Corte de un proyector Sentinel modelo 880
Gammamat
Modelo TSI
Este equipo reemplaza a los modelos TI. Las diferencias que existen con los
modelos TI son las siguientes:
Diseño diferente del blindaje ya que si bien mantienen el canal recto dentro del
blindaje de uranio, se le agrega un blindaje de tungsteno a la salida del canal
recto. Ese blindaje de tungsteno tiene un canal helicoidal
96
Canal helicoidal
Este tipo de canal mas el blindaje de tungsteno, no permite que tengamos
radiación hacia adelante si el equipo no está cerrado, como ocurría con los
modelos TI.
También se agregan dispositivos de seguridad y control como trabas de
seguridad adicionales e indicadores de posición de la fuente.
97
Con respecto a los accesorios se pueden utilizar los mismos pero los
conectores del tubo guía y del Teleflex tienen que ser modificados.
Los equipos TSI están diseñados para ser utilizados con fuentes de Ir 192 con
una actividad máxima de 5 TBq (135 ci)
Corte equipo Gammamat TSI para Ir 192
Modelo Hybrid
Este equipo es el último modelo desarrollado por los fabricantes de
Gammamat, la diferencia más notable con respecto al TSI es la calificación de
bulto B (u), para 4,44 TBq (120 ci) de Ir 192 o Se 75, también su peso es
menor (20 kg).
Con respecto al interior es el mismo que el TSI.
También son compatibles todos los conectores y accesorios.
Con respecto a la seguridad este equipo cuenta con una indicación visual de
distintos colores para diferenciar el estado de la fuente, verde para indicar que
la fuente se encuentra segura dentro del proyector, amarillo para indicar que la
fuente se encuentra dentro del proyector y el mismo está abierto y listo para ser
utilizado y el rojo para indicar que la fuente está fuera del proyector y en el
modo de exposición.
98
Equipo Gammamat Hybrid
Certificación de equipos para gammagrafía industrial
Todos los equipos utilizados para gammagrafía industrial deben contar con un
Certificado de Bulto, este Certificado se otorga por la Autoridad competente a
partir del cumplimiento de una serie de ensayos realizados según los
requerimientos de las normas aplicables. Estos ensayos están encuadrados
dentro de la legislación internacional para transporte de cargas peligrosas.
Los bultos pueden ser Tipo A o Tipo B (u). La definición de bulto es la
siguiente:
Se entenderá por
radiactivo(Fuente).
Bulto
al
embalaje(Proyector)
Requisitos de los Bultos del Tipo A más relevantes
99
más
el
contenido
Todo bulto llevará en su parte externa un precinto o sello que no se rompa
fácilmente y que, mientras permanezca intacto, sea prueba de que el bulto no
ha sido abierto.
Las técnicas de diseño, de construcción o de fabricación se ajustarán a normas
nacionales o internacionales o a otras normas aceptables para la autoridad
competente.
Actualmente se basan en los requerimientos de la Norma ISO 3999.
Los bultos se diseñarán de manera tal que si se someten a los ensayos
especificados en los siguientes párrafos (condiciones normales de transporte),
se impida:
a) Toda pérdida o dispersión del contenido radiactivo.
b) Toda pérdida de la integridad del blindaje que suponga más de un 20 % de
aumento del nivel de radiación en cualquier superficie externa del bulto.
Ensayos
Los siguientes ensayos están destinados a demostrar la capacidad de soportar
condiciones normales de transporte
Estos ensayos son:
1. Ensayo de aspersión con agua
2. Ensayo de caída libre
3. Ensayo de apilamiento
4. El ensayo de penetración.
Los especímenes de los bultos se someterán a los ensayos de caída libre,
apilamiento y penetración, precedidos cada uno de ellos de un ensayo de
aspersión con agua.
1. Ensayo de aspersión con agua. El espécimen se someterá a aspersión
con agua que simule la exposición a una lluvia de aproximadamente 5
cm por hora durante una hora, como mínimo.
Al terminar dicha exposición, se analizará el líquido resultante y no se
deberá encontrar ninguna contaminación con material radiactivo.
2. Ensayo de caída libre. Se dejará caer el espécimen sobre el blanco de
manera que experimente el máximo daño por lo que respecta a las
características de seguridad a ser ensayadas.
La altura de caída, medida entre el punto inferior del espécimen y la
superficie superior del blanco, no será menor que 1,2 m. El blanco será
una superficie rígida y plana.
3. Ensayo de apilamiento. A menos que la forma del embalaje impida
realmente el apilamiento, el espécimen se someterá durante 24 horas a
una carga de compresión igual a la mayor de las siguientes:
100
a)
b)
La equivalente a 5 veces la masa real del bulto; y
La equivalente al producto de 13 kPa (0.13 kgf/cm2) por el área de
la proyección vertical del bulto.
La carga se aplicará uniformemente sobre dos lados opuestos del
espécimen, uno de los cuales será la base sobre la que normalmente
descanse el bulto.
4. Ensayo de penetración. El espécimen se colocará sobre una superficie
rígida, plana y horizontal que permanezca prácticamente inmóvil
mientras se esté realizando el ensayo.
a)
b)
Una barra de 3,2 cm de diámetro con el extremo inferior
hemisférico y una masa de 6 kg, se dejará caer, dirigiéndola
convenientemente para que su eje longitudinal permanezca
vertical, sobre el centro de la parte más débil del espécimen, de
manera que, de penetrar lo suficiente, llegue hasta el sistema de
contención. La barra no debe experimentar una deformación
considerable como consecuencia de la ejecución del ensayo.
La altura de caída de la barra, medida entre su extremo inferior y
el punto de impacto previsto en la superficie superior del
espécimen, será de 1 m.
Requisitos de los Bultos del Tipo B más relevantes
Los siguientes ensayos están destinados a demostrar la capacidad de soportar
condiciones accidentales ocurridas durante el transporte.
101
Los bultos se diseñarán de modo que, si se los somete a los siguientes
ensayos (condiciones accidentales de transporte), conserven sus capacidades
blindantes en grado suficiente tal que el nivel de radiación a 1 m de distancia
de la superficie del bulto (Proyector) no exceda de 10 mSv/h con el máximo
contenido radiactivo para el que esté diseñado el bulto.
El espécimen se someterá a los efectos acumulados de los ensayos
mecánicos y térmicos, en dicho orden. Tras estos ensayos, ya sea el mismo
espécimen o un espécimen por separado se someterá a los efectos de los
ensayos de inmersión en agua
Ensayo mecánico.
El ensayo mecánico consistirá en dos ensayos de caída diferentes. Cada
espécimen se someterá a las caídas aplicables según se especifica en los
párrafos siguientes. El orden en que se someta el espécimen a las pruebas de
caída deberá escogerse de manera tal que, tras la ejecución del ensayo
mecánico, los daños que experimente sean tales que den lugar a un daño
máximo en el subsiguiente ensayo térmico:
a) En la caída I, se dejará caer el espécimen sobre el blanco de manera que
experimente el máximo daño; la altura de caída, medida entre el extremo
inferior del espécimen y la superficie superior del blanco, será de 9 m. El
blanco deberá ser plano y fijo.
b) En la caída II, el espécimen se dejará caer, de modo que experimente el
daño máximo, sobre una barra rígidamente montada y perpendicular al
blanco. La altura de caída, medida entre el punto del espécimen en que se
pretende que se produzca el impacto y la superficie superior de la barra
será de 1 m. La barra será maciza, de acero dulce, con una sección circular
de (15,0 0,5) cm de diámetro, y de 20 cm de longitud, a menos que una
barra más larga pueda causar un daño mayor, en cuyo caso se empleará
una barra e longitud suficiente para causar el daño máximo, La superficie
superior de la barra será plana y horizontal, sus bordes serán redondeados,
con un radio no superior a 6 mm.
Ensayo térmico.
Consistirá en la exposición del bulto a un fuego originado por la combustión en
aire de un combustible hidrocarburado, hallándose el espécimen totalmente
rodeado por dicho fuego, a excepción de un sistema sencillo de soporte, y
teniendo el fuego intensidad suficiente y produciéndose en condiciones
ambientales suficientemente en reposo como para alcanzar un coeficiente de
emisión promedio, como mínimo de 0,9 con una temperatura media de la llama
de 800º C durante un período de 30 minutos; podrá también aplicarse
cualquier ensayo térmico en el cual se transmita al bulto un aporte térmico total
equivalente. La fuente combustible tendrá una dimensión horizontal mínima de
102
1 m y no se extenderá más de 3 m respecto a cualquier superficie externa del
espécimen, hallándose situado éste a 1 m por encima de la superficie de la
fuente combustible. Una vez cesado el aporte externo de calor, no se enfriará
el espécimen artificialmente, y se permitirá que prosiga naturalmente cualquier
combustión de sus materiales. A los efectos de demostración, el coeficiente de
absorción superficial deberá ser 0,8 o bien el valor que se pueda demostrar
tendrá el bulto si se expone a un fuego de las características especificadas; y
el coeficiente de convección será el valor que el diseñador pueda justificar si el
bulto fuere expuesto al fuego especificado. Con respecto a las condiciones
iniciales para el ensayo térmico, la demostración del cumplimiento se basará en
la hipótesis de que el bulto está en equilibrio a una temperatura ambiente de 38
ºC. Pueden despreciarse los efectos de la irradiación solar antes y durante los
ensayos, pero deben tenerse en cuenta en la evaluación ulterior del
comportamiento del bulto.
Ensayo de inmersión en agua.
El espécimen se sumergirá bajo una columna de agua de, como mínimo, 15 m
durante un período no inferior a 8 horas en la posición que produzca el daño
máximo. A los efectos de demostración, se considerará que cumple dichas
condiciones una presión externa manométrica de, 150 kPa (1,5 kgf/cm2), como
mínimo.
Porta fuentes
Los portafuentes están divididos en dos grandes grupos:
1. Los portafuentes descartables
Estos portafuentes son utilizados mayoritariamente por los equipos de
origen estadounidenses, sus características principales son: bajo costo,
flexibilidad, sin blindaje hacia atrás, se utilizan en equipos con canal en S
o laberinticos.
103
Portafuentes Descartables
2. Los portafuentes reutilizables
Son utilizados en general por los equipos de origen europeo, sus
principales características son: costo elevado, flexibilidad reducida,
mayor mantenimiento, blindaje hacia atrás, se utilizan en equipos con
canal recto.
Portafuentes Reutilizables
Fuentes Radiactivas
Las fuentes radiactivas utilizadas en los equipos de gammagrafía industrial son
clasificadas como material radiactivo en forma especial. En general están
construidas con doble encapsulado.
104
Los materiales radiactivos en forma especial serán de tal naturaleza o estarán
diseñados de tal manera que si se someten a los siguientes ensayos,
Ensayo de impacto
Ensayo de percusión
Ensayo de flexión
Ensayo térmico
cumplan con estos requisitos:
a) No se romperán ni fracturarán cuando se les someta a los ensayos de
resistencia al choque, percusión o flexión
b) No se fundirán ni dispersarán cuando se les someta al ensayo térmico
c) La actividad en el agua proveniente de los ensayos de lixiviación no
excederá de 2 kBq (50nCi) o alternativamente, para fuentes selladas, la
tasa de fuga correspondiente al ensayo de evaluación por fugas
volumétricas especificado en el documento ISO/TR 9978 (Radiation
Protection - Sealed Radioactive Sources – Leak Test Methods) de la
Organización Internacional de Normalización (ISO), no excederá del umbral
de aceptación aplicable que sea admisible para la autoridad competente.
Cuando una cápsula sellada forme parte integrante de los materiales
radiactivos en forma especial, la cápsula estará construida de manera que sólo
pueda abrirse destruyéndola.
Para los ensayos de, impacto, percusión, flexión y el ensayo térmico, se podrá
emplear un espécimen diferente en cada uno de los mismos. Después de cada
ensayo, se efectuará sobre el espécimen un ensayo de evaluación por
lixiviación o un ensayo de fugas volumétricas.
105
Ensayos
Ensayo de impacto
Se dejará caer el espécimen sobre el blanco desde una altura de 9 m. El
blanco será firme y estará fijado.
Ensayo de percusión.
El espécimen se colocará sobre una plancha de plomo soportada por una
superficie dura y lisa y se golpeará con la cara plana de una barra de acero de
manera que se produzca un impacto equivalente al que produciría la caída libre
de 1,4 kg desde una altura de 1 m. La cara plana de la barra tendrá 25 mm de
diámetro y sus bordes serán redondeados con un radio de (3,0 0,3) mm. El
plomo, cuya dureza estará comprendida entre 3,5 y 4,5 de la escala de Vickers
y que tendrá un espesor de 25 mm como máximo, cubrirá una superficie mayor
que la del espécimen. Si el ensayo se repite, se colocará cada vez el
espécimen sobre una parte intacta del plomo. La barra golpeará el espécimen
de manera de producir el máximo daño.
Ensayo de flexión.
Este ensayo es aplicable solamente a aquellas fuentes largas y delgadas que
tengan una longitud mínima de 10 cm y una razón longitud/anchura mínima no
inferior a 10. El espécimen se fijará rígidamente en posición horizontal por
medio de una mordaza, de manera que la mitad de su longitud sobresalga de la
cara de la mordaza. La orientación del espécimen será tal que éste
experimente un daño máximo si se golpea su extremo libre con la cara plana
de una barra de acero.
La barra golpeará el espécimen de manera que se produzca un impacto
equivalente al que produciría la caída libre de un peso de 1,4 kg desde una
altura de 1 m. La cara plana de la barra tendrá 25 mm de diámetro sus bordes
serán redondeados con un radio de (3,00,3) mm.
Ensayo térmico.
El espécimen se calentará al aire hasta una temperatura de 800 ºC, se
mantendrá a esa temperatura durante 10 minutos y a continuación se dejará
enfriar.
En el caso de especímenes que comprenden o simulan materiales radiactivos
encerrados en una cápsula sellada, se llevará a cabo una evaluación por
lixiviación o por fugas volumétricas según se indica a continuación:
a) La evaluación por lixiviación constará de las siguientes etapas:
i)
El espécimen se sumergirá en agua a la temperatura ambiente. El agua
tendrá un pH inicial de 6 a 8 y una conductividad máxima de 1 mS/m
(10mho/cm) a 20ºC.
ii)
El agua con la muestra se calentará hasta una temperatura de (505) ºC y se
mantendrá a esta temperatura durante 4 horas.
iii)
Se determinará entonces la actividad del agua.
106
iv)
La muestra se mantendrá después durante 7 días, como mínimo, en aire en
reposo a una temperatura no inferior a 30ºC.
Diseño de fuentes selladas
Pasemos ahora a considerar la "fuente radiactiva" con o sin portafuente. El
material radiactivo Utilizado como fuente de radiación en gammagrafía
industrial está contenido en una cápsula fabricada en acero inoxidable (tipo 316
L). La cápsula se suelda en forma, hermética utilizando el sistema TIG
(soldadura sin aporte en atmósfera inerte). Esto constituye el encapsulado de
la fuente y el cierre perfecto de esta cápsula previene la dispersión de
contaminación radiactiva. (Ver Fig. 12 b).
La cápsula de la fuente debe mantener su integridad y estanqueidad cuando se
la somete á una serie .de ensayos que en el caso de las fuentes importadas de
USA, deben ser cumplidos y aprobados por la Comisión Reguladora Nuclear de
USA para poder transportadas o utilizadas como fuentes selladas de
gammagrafía industrial.
Fuentes selladas
Estos ensayos están especificados por la Organización Internacional de
Normalización (ISO). el Instituto Nacional Americano de Normas (ANSÍ) y el
Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA). A .continuación se
menciona el listado de ensayos a distintas solicitaciones que deben ser
aprobados por las fuentes selladas según figura en las Tablas 1 y 2.
TABLA 1.- Según Normas ANSI-N542 e ISO 2919 la clasificación final es
43515
C
Temperatura (Clase 4): La fuente sellada debe estar sometida a un ambiente
térmico de 400° C por 1 hora y a un ambiente térmico de -40° C por 90
minutos. Adicionalmente la fuente sellada debe estar sometida a un "shock
térmico" desde 400° C hasta 20° C.
- ..
Presión externa (Clase 3): La fuente sellada debe estar sometida a una
reducción de presión (vacío) de 25 KN/m2 (3.6 psi; 0.25 atm). La fuente sellada
debe estar sometida a presión externa de 2 MN/m2(290 psi; 20 atm).
Impacto (Clase 5): La fuente sellada debe estar sometida al impacto de un
martillo de acero de 5 Kg.. cayendo libremente desde una altura de 1 metro.
Vibración (Clase 1): No se ensaya.
Punzonado ( Clase 5): La fuente sellada debe ser sometida al impacto de un
perno rígidamente unido a un martillo con una masa de acero de 300 gramos,
cayendo libremente desde una altura de 1 metro. .
TABLA 2.- Acá se describen una serie de ensayos que debe cumplir una fuente
sellada para ser considerada como material radiactivo bajo la condición de
“forma especial” (special form). según especificaciones del OIEA descriptas en
107
el "Reglamento para el Transporte Seguro de materiales radiactivos", edición
1985(enmendado en 1990). Colección Seguridad No 6 del OIEA.
Caída libre: La fuente .sellada debe estar sometida a caída libre desde una
distancia de 9 metros sobre una superficie esencialmente firme y plana.
Percusión: La fuente sellada debe estar sometida al impacto de una sección de
barra de acero redonda, de 25 mm de diámetro, que termina en un extremo
circular plano y con una masa de 1.4 Kg. cayendo desde una distancia de
1metro.
calentamiento: La fuente sellada debe estar sometida a Un .ambiente térmico
de 800° C durante 10 minutos..
Inmersión: La fuente sellada debe estar sumergida en agua a 20° C con un pH
ente 7.0 y 8.0 y una conductividad máxima de 10 μohm/cm por 24 horas. La
fuente sellada se encuentra adosada al sistema portafuente ya sea
directamente o a través de una cápsula adicional desarmable (Ver descripción
en.pág 2.). Él sistema portafuente incluye en el otro extremo el conector de la
fuente mediante el dial se acopla o retira (a unidad de control o sistema de
comando
Al llegar a este punto hay que destacar lo siguiente:
1°) El control para Verificar que la fuente sellada cumple con las condiciones de
cada uno de los ensayos especificados en las Tablas 1 y 2. se efectúa
midiendo la tasa de fuga correspondiente al ensayo de evaluación por fugas
volumétricas especificado en el documentó ISO/TR 4826-1979 (E)( Sealed
Radioactive Sources - Leak Test Methods) de la ISO cuyo valor no excederá
del umbral de aceptación aplicable según la "autoridad competente".
2°) Ampliando lo expresado en el punto anterior se puede agregar que todos
los ensayos mencionados en las Tablas citadas deben seguir las directivas
fijadas en la Sección VI: "Métodos de Ensayo', apartados 601 a 613 del
"Reglamento. para el Transporte ..Seguro, de Materiales Radiactivos" en lo
inherente a los controles de calidad que deben tener los materiales radiactivos
encapsulados en "forma especial con una acotación: las muestras a ensayar
pueden ser una para cada tipo de ensayo, pero tratándose de las fuentes
selladas con material
radiactivo, la prueba de pérdida (fuga volumétrica) deberá efectuarse con todas
y cada una de las fuentes sellados que constituyen esa partida.
Aquí se puede hacer otra acotación: al considerar los requerimientos que la
Comisión Reguladora Nuclear de los EEUU determina para el control periódico
de estanqueidad de las fuentes sedadas en uso, fija que el mismo debe
efectuarse cada 6 meses, pero nuestra reglamentación (Norma AR 7.9.1.) no
tiene especificación al respecto, ya que sólo habla de revisiones periódicas de
equipos de gammagrafia(anualmente); disposición todavía no reglamentada
por cuánto no existen empresas con una infraestructura suficiente para cumplir
con los requerimientos que fija la Autoridad. Al mismo tiempo debemos
mencionar que la USNRC tampoco especifica nada respecto del doble
108
encapsulado de las fuentes selladas para gammagrafía industrial, ya qué
implícitamente habla de cápsula como ente unitario.
No obstante desde la década, del 80 la empresa Technical Operations
(Tech/Ops) de USA (actualmente Sentinel de Amersham Corporation) fabrica
las fuentes selladas de gammagrafía industrial con doble encapsulado (ver Fig.
12 a). También lo hace desde sus comienzos la empresa POLYTEC, que lo
especifica en sus certificados de fabricación y de acuerdo a los requisitos
fijados eh el Reglamento de Transporte antes mencionado, (ver Fig. 13 que
reproduce dicho certificado). '
Por último y para cerrar el capítulo de tos controles de calidad que tienen los
distintos portafuentes (pero particularmente los identificados como
"descartables") digamos que ambos extremos de los mismos, uno unido a la
fuente sellada y el otro al conector que se acopla á la unidad de comando, se
someten a un ensayo de tracción con una carga de alrededor de las 200 libras
(w 90 Kg.). Ambas uniones son efectuadas por el sistema de prensado.
Equipos de gammagrafía: controles de calidad como dispositivos de
exposición y como eventuales bultos de transporte A o B.
Los dispositivos de exposición gammagráfica deben estar sujetos a ciertas
solicitaciones y/o ensayos, y resistir estas pruebas para poder ser aprobados
por la USNRC y obtener una licencia con lapso fijo de validez para su uso. Y
para ser clasificados como bultos de transporte Tipo A o Tipo B. Esto último
Implica cumplir también con las condiciones impuestas por el OIEA a través del
anteriormente mencionado Reglamento de Transporte.
La serie de ensayos especificados por la ISO y ANSÍ están sintetizados en la
Tabla 3; mientras que Íos ensayos solicitados para cumplir con ser bultos Tipo
A o B están resumidos en la Tabla 4 y 5 respectivamente.
Resumen de ensayos para equipos de gammagrafía
TABLA 3.- SEGÚN NORMA ANSÍ .N432 E ISO 3999
Eficiencia del blindaje: Para un dispositivo de exposición portátil, los niveles
de radiación no deben exceder los 2 mSv/h en contacto con la superficie o 0,5
mSv/h a 5 cm de la superficie y no podrá ser mayor a 20 μSv/h a 1 metro de la
superficie del dispositivo.
Vibración: El dispositivo debe resistir la vibración en su frecuencia inherente
principal por 8 horas con una aceleración de 9,8 m/seg
Impacto horizontal: El dispositivo debe .resistir un impacto horizontal sobre
una zona de 50 mm de diámetro marcada como blanco haciéndolo oscilar
como péndulo desde Una altura de 100 mm. Este ensayo debe ser repetido 20
veces.
109
Impacto vertical: El dispositivo debe resistir una caída libre desde una altura
de 150 mm sobre un ojanco rígido y plano. Esta prueba deberá ser efectuada
100 veces.
Resistencia: El dispositivo deberá resistir 50.000 ciclos operacionales
completos.
Retorcimiento: El armazón porta-manguera de comando debe ser arrastrado
en forma recta desde un tramo de manguera que tenga 1 metro de diámetro de
arrollamiento sin permitir qué el armazón rote. Este. ensayo debe ser repetido
100 veces.
Aplastamiento: El armazón porta-manguera deberá resistir el impacto de una
pieza de acero con una masa de 15 Kg. cayendo desde una altura de 30 cm.
Esta prueba debe ser repetida 10 veces.
Tracción: Los terminales roscados al armazón porta-manguera deberán resistir
una carga de tracción de 1000 N (w 101.6 Kg.) Este ensayo debe ser repetido
10 veces.
110
OPERACIÓN DE EQUIPOS DE GAMMAGRAFÍA
En la operación de los diferentes equipos de gammagrafía, se debe tener en
cuenta la siguiente secuencia de armado de los componentes del mismo y los
controles previos.
1. Verificación del nivel de radiación en contacto con la superficie del
equipo.
2. Conectar el telecomando
111
3. Conectar el tubo guía
Armado del equipo Sentinel 660/880
Una vez realizada la medición del nivel de radiación en contacto con el
proyector, se comienza con la secuencia de armado del equipo.
CONEXIÓN DEL COMANDO
1. Colocar la llave en el tambor y girarla en sentido horario hasta que suba
el tambor, liberando así el mecanismo de cierre.
112
2. Girar la rueda de mando a la posición “CONNECT”. En esa posición se
retira la tapa cubre enganche
3. Retirar la protección de goma para el terminal del comando y abrir la
protección mecánica que resguarda el terminal para enganche del
Teleflex.
113
4. Enganchar el terminal del cable de control en el enganche del
portafuente.
5. Empujar el anillo de conexión del comando hacia adelante, cuando haga
tope con el cuerpo del dispositivo de cierre, girar la rueda de mando a la
posición “LOCK”
114
CONEXIÓN DEL TUBO GUIA
6. Retirar tapón delantero
7. Colocar el tubo guía, enroscando el acople del mismo, a la tuerca
ubicada en la parte inferior delantera del proyector.
8. Al finalizar la conexión del tubo guía, se debe girar la rueda de mando en
sentido horario hasta la posición “OPERATE”
115
9. Empujar el dispositivo de traba de la fuente (Banderita) sobre el lado que
tiene la marca verde, hacia la rueda de control. Hacerlo hasta que se
quede trabado.
10. En esa posición se verá del lado opuesto, la señalización (En rojo), que
la fuente se encuentra liberada y lista para trabajar.
116
Armado del equipo Gammamat Hybrid
Una vez realizada la medición del nivel de radiación en contacto con el
proyector, se comienza con la secuencia de armado del equipo.
CONEXIÓN DEL TUBO GUIA
1. Retire el tapón protector, para ello, presionar el botón ubicado en la parte
superior del tambor de conexión, tire la tapa protectora y gire la tapa
cubre conector en sentido anti horario.
2. Presione el botón nuevamente y coloque el terminal del tubo guía, dentro
del alojamiento en la carcasa del equipo.
Asegúrese que el botón no permanezca trabado en el fondo.
117
CONEXIÓN DEL TELECOMANDO
3. Remueva la tapa protectora delantera, para prevenir que esta se pierda
o ensucie, colocarla en su alojamiento al costado del equipo.
118
4. Ubicación correcta de la tapa protectora
5. Retire el tapón protector del conector correspondiente al cable de control
del Teleflex, luego saque entre 200 y 300 mm el Teleflex hacia afuera
del conector
119
6. Inserte el conector macho del cable de comando o Teleflex
terminal hembra del porta fuente. Hacer esto desde arriba.
en el
7. Una vez insertado el terminal macho del Teleflex dentro del conector
hembra del terminal portafuente, bajar el mismo90 grados hasta que el
mismo quede en posición horizontal
.
8. Así se termina de conectar el Teleflex
120
9. Con el comando mover la manija de control hasta que el conector, se
encuentre en la posición más cercana al equipo
121
10. Deslice la cubierta exterior del conector, tipo acople rápido, hacia atrás
11. Con la cubierta totalmente desplazada hacia atrás, empujar el conector
hacia adelante hasta que haga tope con el frente del equipo. En esa
posición soltar el conector. Verificar que dicha cubierta regrese a la
posición de cierre.
122
12. Una vez conectado el tubo guía y el comando, procedemos a colocar la
llave en la cerradura, girando esta en sentido horario, un cuarto de
vuelta aproximadamente.
13. En este momento aparecerá un indicador amarillo en la ventana de
control. Este indica que la fuente se encuentra enganchada y todos los
dispositivos conectados, pero la misma se encuentra en posición segura
dentro del proyector.
14. Con la llave en la posición de trabajo, bajar la palanca del seguro de la
fuente, a la posición de trabajo.
123
15. En esta posición la fuente se encuentra liberada para ser sacada del
proyector. El indicador de estado de la fuente pasó de amarillo a rojo.
124
CAPITULO X
TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO
TRANSPORTE de EQUIPOS para GAMMAGRAFIA INDUSTRIAL
El transporte de equipos de gammagrafía industrial debe ser realizado
cumpliendo con la norma AR 10.16.1 Rev.1“Transporte de Materiales
Radioactivos” y a los requerimientos especiales que determine la Autoridad
Regulatoria. (ARN)
Además deberá cumplir con los requerimientos de la Comisión Nacional de
Regulación del transporte, dependiente de la Secretaria de Transportes de la
Nación. Esto relacionado con el transporte de mercancías o sustancias
peligrosas.
El cumplimiento de ambos requisitos es obligatorio para el transporte de
equipos de gammagrafía industrial.
La mencionada norma es de aplicación al transporte realizado por via terrestre,
acuática o aérea de cualquier material radioactivo. También de los equipos de
gammagrafía industrial.
Fuentes radioactivas:
Toda fuente utilizada en equipos para gammagrafía industrial, debe ajustarse a
un modelo aprobado como: MATERIAL RADIOACTIVO EN FORMA
ESPECIAL
Equipos sin proyección de fuente:
Toda fuente sellada que se utilice dentro de un proyector, en el que la
exposición , se produzca sin retirar la fuente del mismo. Ya sea esto por
desplazamiento de un obturador, por rotación del porta fuente o por otros
medios, debe contar como mínimo con un encapsulado hermético que asegure
la estanqueidad de la fuente en las condiciones normales de uso.
Equipos con proyección de fuente:
Toda fuente sellada que se utilice con un proyector en el que la exposición se
produzca retirando la fuente del mismo, por medio de un sistema de control a
distancia o remoto, debe contar como mínimo con un encapsulado hermético y
estar alojada en un porta fuente apropiado, de manera tal que el conjunto
brinde una protección suficiente para evitar la fuga o dispersión del material
radioactivo, en condiciones normales de uso.
Proyectores:
Los contenedores y proyectores utilizados en gammagrafía industrial son bultos
tipo A o B(u).
Los mismos deben estar identificados mediante dos o mas placas metálicas,
ubicadas en la parte externa de los mismos, con la siguiente información
125
grabada o estampada en forma visible: Marca, modelo, número de serie,
radionucleído, símbolo normalizado de radiación y la palabra “RADIOACTIVO”
En la parte externa del contenedor, debe también identificarse la fuente
radioactiva alojada en el mismo.
También se debe colocar la siguiente información:
Símbolo químico, número de masa del radionucleído, actividad y fecha de
calibración, modelo, número de serie y nombre del fabricante.
REQUISITOS OPERATIVOS PARA EL TRANSPORTE
Obligaciones del Remitente
La responsabilidad primaria de cumplir con los requisitos de transporte de
equipos de gammagrafía, recae siempre sobre el Remitente de la expedición.
126
Este selecciona el tipo de Bulto (Asegurando que sea el adecuado) y su
correcto estado de conservación, mantenimiento y funcionamiento
Lo carga y lo prepara para su expedición, etiquetándolo, marcándolo y
preparando la correspondiente documentación de transporte.
La responsabilidad del transportista está limitada al correcto estado de
mantenimiento del vehículo y al correcto uso del mismo. En caso de transporte
por carretera, tanto el vehículo como el conductor deben tener las licencias
habilitantes. El transportista también es responsable de la limitación del número
de bultos y su separación entre bultos y personas.
Tanto el remitente como el transportista deben establecer programas de
Protección Radiológica. Los que deberán estar acordes con la magnitud y la
probabilidad de que ocurra exposición a las radiaciones. Los mismos, deberán
estar, a disposición de la Autoridad Regulatoria Nuclear, para su inspección y
control.
La norma AR 10.16.1 Rev 1, También requiere que con los documentos de
transporte que acompañan a cada remesa, el remitente incluya una declaración
firmada, la cual se responsabiliza de que la remesa y la expedición de la misma
se efectúa en un todo de acuerdo con las reglamentaciones nacionales e internacionales pertinentes.
Si las empresas transportistas no poseen disposiciones propias adecuadas, el
remitente deberá proveer suficiente información a las mismas como para que la
exposición a las radiaciones de los trabajadores de transporte y el público en
general, se ajusten a los requerimientos de la ARN.
Control de irradiación. Índice de transporte, Etiquetado, Marcado
y Rotulado
Control de la irradiación
El control de la irradiación en equipos para gammagrafía industrial, se realiza
midiendo el Nivel de Radiación en contacto con el bulto.
Nivel de Radiación
Es la Tasa de Dosis equivalente ambiental H, medida en milisievert por hora
NR en mSv/ h
Índice de Transporte (IT)
Es un número, sin unidades, asignado a un bulto, sobreenvase, o contenedor,
que se utiliza para controlar la exposición a las radiaciones.
IT = X, X
127
Determinación del IT
1. Medir el NR a un metro de distancia de la cara externa del bulto, en
milisievert
2. Multiplicar el valor obtenido por 100
3. Redondear a la primera cifra decimal superior
4. El número resultante es el IT
IT (Sin unidades) = NR 1metro(mSv/h) x 100
(Redondeado a la 1ra cifra decimal superior)
Si el nivel máximo de radiación en contacto a 1 m, de distancia, es de 6,3
μSv/h:
• 6,3 μSv/h = 0,0063 mSv/h
• 0,0063 mSv/h x 100 = 0,63 mSv/h
IT = 0,7
Etiquetado del Bulto
Se deberán colocar 2 etiquetas romboidales, en dos lados opuestos del
bulto. En lugar visible.
Las etiquetas a utilizar son tres:
1.- I BLANCA
El color del fondo de la etiqueta será blanco, el trébol, los
caracteres y líneas impresas serán negras y la barra que indica la categoría
será roja.
2.- II AMARILLA
El color del fondo de la mitad superior de la etiqueta será
amarillo y el de la mitad inferior blanco, el trébol, los caracteres y líneas
impresas serán negras y las barras que indican la categoría serán rojas
3.- III AMARILLA
El color del fondo de la mitad superior de la etiqueta será
amarillo y el de la mitad inferior blanco, el trébol, los caracteres y líneas
impresas serán negras y las barras que indican la categoría serán rojas.
128
Determinación de la etiqueta
El etiquetado de los Bultos que contengan equipos de gamma-grafía industrial,
se determinará de la siguiente manera:
Se tomará el nivel máximo de radiación en contacto, con ese valor se ingresa
en la tabla y se determina la etiqueta correspondiente. Si la etiqueta definida
por el nivel de radiación en contacto, no se corresponde con el IT, el bulto o
sobreenvase se considerará que pertenece a una categoría superior.
129
Marcado y rotulado del Bulto
Todo Bulto debe llevar de manera legible y duradera en el exterior del embalaje
la identificación del Remitente y del Destinatario.
Que todo Bulto lleve marcado de manera legible y duradera en el exterior del
embalaje el número de Naciones Unidas, precedido por las letras UN y el
nombre correcto de la expedición.
Todo Bulto debe llevar de manera legible y duradera en el exterior del embalaje
su masa, si esta excede los 50 Kg., la inscripción TIPO A o B(U) según
corresponda. También debe llevar el trebol en casos de Bultos tipo B(u). Estas
marcas tienen que ser resistentes al fuego y al agua.
Rotulado de vehículos
El transportista debe rotular los vehículos de transporte que contengan bultos
con etiquetas de la categoría I BLANCA, II AMARILLO y III AMARILLO.
Los vehículos deberán llevar cuatro (4) carteles romboidales como el modelo.
Él color de fondo de la mitad superior del rótulo será amarillo, tendrá inscripto
en su interior el trébol color negro. El color de la mitad inferior será blanco y
tendrá en su interior la palabra RADIOACTIVO y el nº 7 , estos en color negro
como las líneas y caracteres.
130
Los vehículos deberán llevar también dos carteles con el nº de Naciones
unidas y el nº de ficha de intervención.
Estarán ubicados a ambos lados del vehículo. Debajo de los carteles
romboidales
127
2916
127
3332
Documentación
La documentación que debe acompañar a la remesa, es la siguiente:
 Nombre correcto de la expedición. Este debe ser:
Bultos tipo A
MATERIALES RADIOACTIVOS, BULTOS DEL TIPO A, EN FORMA
ESPECIAL, no fisionables o fisionables exceptuados.
Bultos tipo B(U)
MATERIALES RADIOACTIVOS, BULTOS DEL TIPO B(U), no fisionables o
fisionables exceptuados.
 Número de clasificación de Naciones Unidas : “7”
 Datos del radionucleído
 Actividad máxima del contenido radioactivo
 Categoría del Bulto
 Indice de transporte
Solo para etiquetas II y III Amarilla.
 Certificado de aprobación de la Autoridad competente
Material radioactivo en forma especial, Diseños de Bultos tipo B(U)
 Declaración del remitente
 Procedimiento para emergencias
 Carteles y rótulos
 Ficha de intervención
 Carta de porte
131
132
CAPITULO XI
ACCIDENTES EN GAMMAGRAFÍA INDUSTRIAL
A nivel mundial la estadística de accidentes radiológicos donde se
sobrepasa el límite de dosis anual demuestra que en el caso de la práctica de
gammagrafìa existe un porcentaje superior al producido por accidentes de otras
prácticas con material radiactivo. Sin embargo para la cantidad de ensayos con
gammagrafìa industrial y los miles de trabajadores afectados a la tarea, son
mucho mayores las cifras de accidentes en otras áreas como la minería, la
construcción y el transporte.
Son diversas las situaciones que pueden llevar a un accidente radiológico
debido a la práctica de gammagrafìa industrial. Un incidente debido a un error
humano, a una falla del equipo proyector o accesorios no necesariamente
desemboca en un accidente.
Un incidente se puede convertir en accidente cuando:
- el personal ocupacionalmente expuesto (operador y ayudante) no se
percata de que la fuente queda fuera de blindaje, por ejemplo por no
usar el instrumental de radioprotección o tenerlo incompleto o en
condiciones no operativas. Ejemplo, el Geiger sin baterías y/o no
calibrado.
- el personal ocupacionalmente expuesto sabe que se trata de una
situación de incidente y no sabe qué hacer o hace lo que no debe,
originando una situación de sobreexposición para ellos y/o para los
miembros del público. Estas situaciones son propiciadas por no estar el
personal en operación debidamente capacitado - entrenado o con
escasa práctica en los procedimientos de emergencia y en los
procedimientos de operación rutinaria.
El reconocimiento de una situación incidental se maneja con el uso correcto
del monitor de radiación, a la hora de verificar el correcto reingreso de la fuente
y también conociendo de antemano los niveles de radiación existentes en
contacto con el proyector estando la fuente en posición de blindaje y durante la
secuencia de exposiciones. Además se debe prestar atención a las
indicaciones de la alarma sonora tratando de estar atentos a percibir cualquier
desviación de la tasa de repetición de pulsos que no sea proporcional a la tasa
de dosis monitoreada. El operador debe fijarse periódicamente en la lectura
directa de la dosis integrada durante la práctica.
En Argentina es el personal ocupacionalmente expuesto quien debe hacer
frente a una situación incidental por lo que se requiere en los cursos de
habilitación y en los de renovación de un operador de gammagrafìa, del
entendimiento del fundamento teórico que lleva a la secuencia de pasos para
un rescate de fuentes y la práctica en frío de un rescate en determinados
escenarios incidentales con diferentes tipos de proyectores. Igualmente en
situaciones reales, en caso de no poder afrontar un rescate el personal
operativo deberá convocar al responsable por la seguridad radiológica de la
empresa, manteniendo la fuente localizada, blindada y vigilando el área con las
barreras físicas apropiadas para impedir el paso de personal no autorizado.
133
La normativa argentina requiere que se transporte junto con el equipamiento
de operación, el juego de elementos de emergencias: telepinzas, blindaje
(granallas, medias cañas, planchas de plomo) y herramientas necesarias de
corte.
ESTUDIOS DE CASOS
La estadística de accidentes radiológicos en gammagrafìa industrial tiene un
porcentaje mayor con respecto a otras prácticas con material radiactivo. Se
muestran algunos casos de los últimos accidentes ocurridos y reportados por el
OIEA (Organismo Internacional de Energía Atómica)
Lugar: Hidroeléctrica en YANANGO, PERÚ
Fecha: año 1999
Fuente: Ir-192, 1,37 TBq (37 Ci)
Equipo: SPEC 2T
Antecedentes y agravantes: La empresa no tenía responsable por la seguridad
radiológica, se encargaba de todo el operador de gammagrafìa. No se usaba
regularmente el instrumental de radioprotección. El IPEN (Instituto Peruano de
Energía Nuclear, órgano regulador) no tenía conocimiento de la entrada al país
del equipo SPEC 2T, involucrado en el accidente.
Evento iniciante: Al verse demorado los trabajos de finalización de reparación
de una cañería queda el equipo proyector al pie del caño, sin supervisión, con
el telecomando conectado, bloqueado y sin tubo guía. El soldador y ayudante
regresan del almuerzo para continuar la reparación. El radiólogo se fue a
realizar ensayo de ultrasonido, pero el equipo no le andaba. En algún momento
la fuente queda desconectada y suelta adentro del caño, el soldador la
encuentra, sin saber qué es, la levanta y la guarda en el bolsillo trasero del
pantalón. Con la fuente en esta posición estuvo alrededor de 6 a 7 horas. En su
domicilio, la esposa estuvo en cuclillas cerca del pantalón de 5 a 10 minutos. A
la 1 a.m. del siguiente día el radiólogo localiza al soldador en su casa y se
procede al rescate de la fuente, primero colocando una piedra encima de la
misma y dejando de custodia en el área a un ingeniero de la hidroeléctrica
mientras él iba a buscar el equipo. Se observa que no utiliza los elementos de
rescate de fuente.
Personal afectado: soldador sobreexpuesto, esposa sobreexpuesta, hijos del
soldador expuestos (3) y ocupantes del ómnibus (15)
Dosis: soldador: 9966Gy a 1 cm de la piel
Consecuencias: pierna derecha del soldador amputada
Lugar: central térmica en GILAN, IRÁN
Fecha: año 1996
Fuente: Ir-192, 185 GBq (5 Ci)
Equipo: Gammamat TI
134
Evento iniciante: Durante un trabajo de gammagrafìa la fuente queda
desprendida del proyector y cae a una zanja de 6 m de profundidad. Según se
observa posteriormente debido a una falla de la cerradura del proyector. Un
trabajador de la central térmica encuentra la fuente, la examina y la guarda en
el bolsillo delantero de su camisa durante 90 minutos.
Personal afectado: trabajador de la central térmica.
Dosis resultante: 30 Gy
Lugar: COCHABAMBA, BOLIVIA
Fecha: año 2002
Fuente: Ir-192, 18 Ci
Equipo: Tech Ops 660
Evento iniciante: Ante el telecomando trabado, el operador pide asistencia al
responsable vía telefónica. El responsable le dice al ayudante que envíe el
equipo así como está. El operador no portaba monitor de radiación o alarma
sonora que lo alertaran de que el comando no se desenganchaba por estar la
fuente desenganchada. Envía el comando por la vía terrestre en la bodega de
un micro de larga distancia, durante 8 horas. La fuente estaba alojada en el
tubo guía.
Personal afectado: Operador, Responsable, Pasajeros del micro: 55
Dosis resultante: Operador 0,902 Gy, Responsable 0,83 Gy, Pasajeros de filas
del medio: 0,19 Gy
Lugar: PLANTA CELULOSA ARAUCO, CHILE
Fecha: 2005
Fuente: Ir-192, 3,32 TBq (90 Ci)
Equipo: Tech Ops 660
Evento iniciante: En la planta Celulosa Arauco la fuente de gammagrafìa no fue
conectada y queda tirada en el andamio donde se realizaron los ensayos, a 22
m de altura. Al día siguiente tres trabajadores de la planta estuvieron
sobreexpuestos al entrar en contacto con la fuente. Personal extranjero detecta
la fuente, depositada en la mesa del supervisor de obra. Empresa de
gammagrafìa ejecuta el rescate de la misma.
Personal afectado: Tres trabajadores de la planta
Dosis resultante: 1900 Gy (nalga derecha), 0,24 Gy y 0,17 Gy.
Compilación de eventos según la base INES
INES (The International Nuclear and Radiological Event Scale): Escala de
Eventos Internacionales Nucleares y Radiológicos.
La escala INES es una herramienta de comunicación al público que pondera el
significado de los eventos (accidentes o incidentes) radiológicos y nucleares
que ocurren en todo el mundo.
135
Los eventos están clasificados en 7 niveles.
Niveles 1 – 3: INCIDENTES
Niveles 4 – 7: ACCIDENTES
Por debajo de la escala o nivel 0 a los eventos se los llama “desviaciones” y no
tienen importancia para la seguridad.
7 ACCIDENTE MUY GRAVE O PRINCIPAL
6 ACCIDENTE GRAVE
5 ACCID. CON CONSECUENCIAS MÁS AMPLIAS
4 ACCIDENTE CON CONSECUENCIAS LOCALES
3 INCIDENTE GRAVE
2 INCIDENTE
1 ANOMALIA
Casos reportados:
Año 2009
NIVEL 2. 04/11 Francia. Un trabajador (presuntamente ayudante) entra al
área controlada y se queda adentro algunos segundos mientras la fuente
todavía estaba expuesta (1,73 TBq de Ir-192). No portaba ningún elemento de
radioprotección que le diera una indicación de la fuente expuesta. El trabajador
recibió una dosis de 5 mSv.
Año 2010
NIVEL 3. 08/02 Polonia. Al operador se le traba la manivela del telecomando y
no puede retornar la fuente al blindaje del proyector (70,2 Ci de Ir-192). Da
aviso al Responsable por la seguridad radiológica de la compañía, que junto
con un segundo trabajador corren a auxiliar al operador olvidando sus
dosímetros individuales. Sostienen manualmente el tubo guía para forzar a la
fuente a entrar en el proyector por gravedad. Se mantuvo la situación en
reserva hasta que le aparecieron quemaduras en las manos al responsable.
Dosis evaluada por análisis de sangre. Responsable, dosis en todo el cuerpo
365 mSv y en mano derecha 5 Sv. Segundo trabajador 182 mSv en todo el
cuerpo y en extremidades 2,3 Sv.
136
Año 2011
NIVEL 2. Sur de la Península de Corea. Dos operadores tienen una
sobreexposición con fuente de Ir-192 1,8 TBq (47,7 Ci). Lo que provoca el
incidente es la carencia de elementos de radioprotección en el grupo de
trabajo. No contaban con monitor de radiación y sí con una alarma sonora la
cual estaba sin baterías. La fuente había quedado desenganchada, lo cual fue
detectado cuando van a cargar el proyector al transporte. Luego se realiza el
rescate de la misma. Las dosis recibidas fueron 51 mSv y 62 mSv en ambos
operadores.
Nivel 3. Sur de la Península de Corea. Un operador resulta sobreexpuesto a
una fuente de Ir-192 de 2,1 TBq (55,8 Ci) en un trabajo sobre unas soldaduras
de cañerías. El operador no se percata de que la fuente está expuesta y le da a
la manivela en la dirección contraria sacándola más. De la investigación
posterior surge que no había elementos de radioprotección en el área de
trabajo. Las dosis recibidas fueron en las extremidades superiores de 50 Gy y
200 mSv en cuerpo entero. Le aparecen quemaduras severas en los dedos al
operador.
137
138
ANEXO I
NORMAS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
Los textos de las Normas y Trámites que se presentan a continuación son
orientativos y siempre se deben verificar con la última revisión en la
página de la ARN
INTRODUCCIÓN
La aceptación por parte de la sociedad de los riesgos derivados del uso de la
radiación se condiciona a los beneficios que reporte su utilización. Para
restringir tales riesgos y ofrecer protección contra ellos es necesaria la
aplicación de normas de seguridad radiológica.
Las Normas se aplican tanto al inicio como durante las prácticas que llevan
aparejada exposiciones a la radiación
Enfoque regulatorio argentino: Performance (normas por objetivos)
Toda la documentación: normativa, formularios, información al usuario se
puede consultar en la página de Internet de la Autoridad Regulatoria Nuclear:
www.arn.gob.ar
Normas de aplicación directa en el área de gammagrafía industrial:
- AR 7.11.1. Permisos individuales para operadores de equipos de
gammagrafía industrial y Guía Regulatoria 5
- AR 7.9.1. Seguridad radiológica para la operación de equipos de
gammagrafía industrial
Otras normas:
- AR 10.1.1. Norma básica de seguridad radiológica
- AR 10.16.1. Transporte de materiales radiactivos
- AR 10.13.2. Norma de seguridad física de fuentes selladas
La norma básica AR 10.1.1. exime del control regulatorio:
- Toda práctica en la que se pueda demostrar que no se excede en el año el
valor de 10 Sv (E) en los Individuos más expuestos
Las empresas de gammagrafia pertenecen al tipo de Instalación Clase II:
Instalación o práctica que solo requiere Licencia de Operación
139
NORMA AR 7.11.1 . TRAMITACIÓN DE PERMISOS INDIVIDUALES
La validez del permiso individual es de 3 años y el trámite de renovación del
mismo debe iniciarse como mínimo con 60 DIAS antes de su vencimiento.
Ver: Tramitación de permisos individuales para operadores de gammagrafìa
industrial.
NORMA AR 7.9.1. SEGURIDAD RADIOLÓGICA PARA LA OPERACIÓN DE
EQUIPOS DE GAMMAGRAFÍA INDUSTRIAL
Algunos criterios generales de la norma AR 7.9.1.
Sólo se podrá operar una instalación o llevar a cabo una práctica cuando la
instalación o empresa esté licenciada o registrada por la autoridad regulatoria.
Este documento regulatorio que es la Licencia de Operación se otorga cuando
de la evaluación de la documentación presentada y de la inspección preoperacional realizada surge que se satisfacen las normas y requisitos
aplicables.
La tenencia de fuentes debe contar con Licencia de Operación y para ello
debe haber un responsable por la seguridad Radiológica.
Toda transferencia de fuentes debe ser entre entidades con Licencias de
operación vigentes para el mismo propósito.
-
-
La tenencia de equipos vacíos con uranio empobrecido como blindaje
debe contar con Registro.
En cada una de las instalaciones licenciada se requiere identificar al Titular de
la Licencia de Operación, que es persona física o jurídica que será
responsable por la seguridad radiológica de la instalación.
En instalaciones de gammagrafía industrial la ARN requiere la designación por
parte del Titular de la Licencia de un Responsable por la Seguridad Radiológica
y un Responsable por la Seguridad Física.
Tanto al responsable como al personal licenciado, para poder operar un equipo
de gammagrafía industrial se le otorga un documento regulatorio denominado
Permiso Individual.
El Responsable por la Seguridad Radiológica puede o no coincidir con el
Responsable por la seguridad física, y no pueden ejercer en más de una
instalación en forma simultánea.
El Responsable por la Seguridad Radiológica debe ser una persona con
experiencia en el campo de la seguridad radiológica y de la práctica con
equipos de gammagrafía industrial.
Algunos criterios particulares de la norma AR 7.9.1. son los siguientes:
- Todo equipo debe ser operado por dos personas como mínimo, una de las
cuales debe poseer permiso individual
- El operador no debe operar más de un equipo por vez
140
- Cuando el ayudante esté en práctica, deberá operar, en todo momento, bajo
la supervisión de su preceptor
- Los distintos elementos intercambiables y acoplables deber ser compatibles
con los proyectores en operación
- Luego de cada exposición el operador debe verificar el correcto reingreso de
la fuente
- No estando en uso los proyectores y fuentes deben almacenarse en el
depósito autorizado; si están en obra en un depósito transitorio Autorizado
- Las llaves de los proyectores deben mantenerse separadas de los mismos y
los mismos cerrados. El depósito autorizado debe permanecer a su vez
cerrado cuando no es utilizado.
Los requerimientos para los depósitos autorizados son los siguientes:
- Construidos sobre una estructura firme
- Puertas y cerramientos adecuados
- Baja carga de fuego y alejados de zonas de almacenamiento de explosivos
- Zonas de BAJO factor ocupacional
- Búnker de dimensiones adecuadas para la cantidad de equipos que alberga y
si es necesario complementar con blindaje para cumplir con los límites de dosis
- Señalización externa: datos de los equipos, radionucleídos y datos del
Responsable (la información y señales de alarma deben estar en el idioma
local).
- Los depósitos temporarios o en tránsito requieren controles similares
- Cuando un equipo proyector o contenedor esté vacío deberá exhibir el cartel
de vacío
Recintos de irradiación
- El comando de los equipos debe ser desde el exterior del mismo. Los
sistemas de seguridad (alarma lumínica, alarma acústica) deben
permanecer operativos aún en caso de interrupción del suministro de
energía eléctrica.
Mantenimiento preventivo de proyectores
Toda empresa de gammagrafía deberá ocuparse de realizar anualmente
el mantenimiento preventivo de los equipos de gammagrafía. Deberá
realizar:
• Verificación de las conexiones
• Control de los dispositivos de bloqueo de la fuente
• Detección de las tasas de dosis en contacto con el proyector
• Verificación de la identificación de proyectores y fuentes
• Determinación de contaminación radiactiva
Control independiente de proyectores
- Cada proyector debe ser sometido a un control independiente, a fin de
acreditar que se encuentre en condiciones operativas seguras
141
Este control debe ser efectuado por entidades que:
- Posean el equipamiento y los medios necesarios para cumplir con este
propósito
- Cuenten con personal calificado a satisfacción de la ARN
- Posean un programa de control de proyectores a satisfacción de la ARN
Para el TRANSPORTE de fuentes radiactivas se aplica la norma AR 10.16.1.
"Transporte de Material Radiactivo”. Además para el transporte de proyectores
y fuentes de gammagrafía deberá cumplirse con los criterios establecidos en la
norma AR 7.9.1.
•
Se deberán utilizar vehículos provistos de recinto cerrado o vehículos
descubiertos que dispongan de un recipiente cerrado fijado en forma
permanente a su estructura.
•
Los Proyectores o Contenedores deben fijarse en forma segura al
recinto o recipiente cerrado con que cuente el vehículo de transporte,
con el propósito de evitar la pérdida, extravío, hurto o robo durante el
transporte.
•
Las llaves del vehículo y del recinto o recipiente cerrado deben
permanecer en poder del transportista durante todo el tiempo que dure
el transporte.
•
Se debe asegurar que durante el transporte el vehículo esté en todo
momento bajo control directo del transportista o adecuadamente
custodiado durante las paradas que se produzcan durante el mismo.
-
Adicionalmente a lo requerido en la norma AR 10.16.1 los vehículos por
carretera deben poseer la revisación técnica y los conductores la
Licencia habilitante para transporte de mercancías peligrosas.
En cuanto al instrumental de radioprotección, la norma requiere, para operar un
proyector de gammagrafìa industrial el siguiente equipamiento:
- Medidores de radiación portátiles cuantitativos. Deben poder medir tasa
de dosis equivalente ambiental en el rango entre 0 y 100 mSv/h (con
indicación en estas unidades o en unidades equivalentes, R/h).
- Monitores portátiles con indicación acústica, cuya tasa de repetición de
pulsos sea proporcional a la tasa de dosis que monitorea.
- Dosímetros electrónicos individuales integradores de lectura directa, con
un rango de 0 a 2 mSv.
- Dosímetros individuales integradores de lectura diferida asignando uno a
cada persona afectada a tareas de gammagrafía, que permitiría la
determinación de dosis entre 0,5 mSv y 0,6 Sv.
La indicación de los instrumentos de medición no debe apartarse en más del
50% ni en
menos del 30% respecto del valor verdadero de la magnitud medida, en todo el
rango de medición y energías en que se los utilicen.
142
En cuanto a la dosimetría del personal ocupacionalmente expuesto el titular de
Licencia deberá:
-
-
-
Mantener los registros de dosis del personal por un período no inferior a
30 años, registrando la fecha de incorporación y/o baja al servicio de
dosimetría.
Notificar a cada persona de su correspondiente informe dosimétrico
mensual.
Entregar a cada persona sujeta a dosimetría individual el registro
completo de las
dosis recibidas.
Entregar anualmente a la ARN las dosis del personal
En lo relativo a la comunicación con la ARN el titular de licencia deberá
informar en forma inmediata de:
-
-
Toda pérdida de control sobre sus fuentes selladas por robo, hurto o
cualquier otro evento.
Dentro de las 24 horas de ocurrida y por escrito de todo accidente con el
material radiactivo y las medidas tomadas.
Inmediatamente de conocida de cualquier situación en la que algún
individuo pueda haber resultado expuesto a niveles de radiación
superiores a los límites de dosis.
Dentro de los 10 días de conocida cualquier situación en la que algún
individuo pueda resultar expuesto a dosis menores a los límites, pero
mayores a los 3/10 del mismo en un mes calendario.
Inspecciones regulatorias
Las inspecciones regulatorias se efectúan tanto en depósito habilitado para la
guarda de equipos y fuentes de gammagrafìa industrial como en las prácticas
con los mismos.
Los inspectores de la ARN en las inspecciones verifican el cumplimiento de la
norma AR 7.9.1. . El Titular de la Licencia de Operación deberá facilitar en todo
momento el acceso a las instalaciones de los inspectores de la ARN.
143
144
145
146
ANEXO II
TRABAJO SEGURO en GAMMAGRAFIA INDUSTRIAL
El trabajo seguro se logra con la utilización de procedimientos adecuados de
trabajo y con procedimientos de emergencia. También es necesario contar con
procedimientos de control periódico de equipos de gammagrafía y de
protección personal.A continuación se detallan los pasos mínimos a seguir para poder lograr el
mejor resultado con menor riesgo. Esto para reducir tanto como sea posible la
exposición a las radiaciones ionizantes como consecuencia de la utilización de
material radioactivo por parte de las personas ocupacionalmente expuestas y
del público en general
PROCEDIMIENTO DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
1. OBJETO
Definir los procedimientos de control de equipos, materiales y de
realización de prácticas gammagráficas.2. ALCANCE
El presente procedimiento es de aplicación a todos los trabajos de
gammagrafía industrial que se realicen. Los mismos sean con equipos
manuales, automáticos o semiautomáticos.3. REFERENCIAS
ARN: Autoridad Regulatoria Nuclear
4. NORMAS APLICABLES
 AR 7. 9. 1 “OPERACIÓN DE EQUIPOS DE GAMMAGRAFIA
INDUSTRIAL”. AR 7. 11. 1 “PERMISOS INDIVIDUALES PARA OPERADORES
DE
EQUIPOS DE GAMMAGRAFIA INDUSTRIAL” .5. INSTRUMENTAL DE RADIOPROTECCION
El equipamiento mínimo necesario de radioprotección para realizar una
práctica gammagráfica es el siguiente:
a.
De protección personal
 Un dosímetro individual integrador de lectura directa (Tipo
dosímetro lapicera). El rango de medición deberá incluir
como mínimo los valores de 0 a 2 mSv. Un dosímetro individual integrador de lectura diferida (Tipo
film monitor o TLD). El mismo debe permitir la
determinación de dosis entre 0,5 mGy y 0,6 Gy
147

b.
c.
Un monitor portátil con indicación acústica o monitor
sónico.-
De protección general
 Un detector portátil cuantitativo (tipo Geiger – Müller o
monitor de área).
Estos deberán poder medir tasa de dosis equivalente
ambiental, como mínimo entre 0 y 100 mSv/h
Error en la medición
 El error en la indicación de los instrumentos de medición no
deberá exceder en mas del 50 % ni en menos del 30 %, del
valor verdadero de la magnitud medida en todo el rango de
medición y energías en las que se utilicen.-
d.
Conocimiento
El personal que utilice estos elementos de protección personal, deberá
conocer muy bien el funcionamiento y puesta en marcha de los mismos. De
ser necesario deberán realizar prácticas con los mismos. Esto realizando
mediciones con fuentes de calibración o con los mismos equipos de
gammagrafía.No es recomendable realizar una práctica con elementos nuevos,
que el personal no conozca su funcionamiento.6. CONTROLES PREVIOS
a.
Equipos de radioprotección
1.
Monitores portátiles con indicación acústica. Control de las baterías.
 Verificación del umbral de inicio de la alarma.
 Control de la indicación sónica.
 Saturación.
 Fecha del último control periódico.
2.
Dosímetro individual integrador de lectura directa. Puesta a cero del indicador de carga.
 Control de funcionamiento del mismo.
 Fecha del último control periódico.
3.
Dosímetro individual integrador de lectura diferida. Verificación del estado del film o TLD. Control de la fecha del mismo.
 Verificación del nº asignado.
4.
Medidor de radiación portátil cuantitativo. Verificación de las baterías.
 Verificación de la medición.
148
 En medidores analógicos control del cero de la
medición y retorno de la aguja, desde el punto de
máxima medición.
 Fecha del último control periódico.
b.
Equipos de gammagrafía
1.
Proyector. Identificación ( Nº de serie, placa identificadora).
 Cerradura.
 Sistema de conexionado. Acoples
 Enganche de la fuente.
 Tapón delantero.
 Over pack.
2.
Tubos guía. Conector.
 Puntera.
 Manguera.
 Largo
3.
Alargues o prolongaciones. Conectores.
 Manguera.
 Largo
4.
Comando. Conector.
 Tripa y enganche.
 Largo de la tripa, para ser utilizado con
prolongaciones
 Mangueras.
 Desplazamiento.
 Caja de engranajes.
 Cuentavueltas
 Manija.
7. TRANSPORTE
a.
Determinar el índice de transporte ( IT).
b.
Etiquetar el bulto correctamente.
c.
Fijarlo bien a la caja del vehículo.
d.
Controlar identificación del vehículo.(Carteles)
e.
Emitir remito y adjuntarle documentación de la fuente y del
equipo. ( Certificado del equipo, curva de decaimiento, habilitación
de la empresa y del operador a cargo del movimiento de la fuente,
procedimiento para emergencias.)
f
Controlar la carga del equipo y de los accesorios. También de los
elementos de protección radiológica.
g.
Verificar que se carguen los carteles de seguridad
correspondientes y los elementos para realizar los vallados o
cercados de las áreas de trabajo.
e.
Control de carga de elementos para rescate eventual de una
fuente. Estos pueden ser granallas de plomo, telepinsas,
149
recipientes vacíos para almacenar agua, sogas de
aproximadamente 5mts de largo, etc.
f.
Llenado de lista de control de carga y adjuntarla a la
documentación.
g.
Realizar el viaje respetando las reglas de tránsito vigentes.
h.
En caso de tener que realizar paradas intermedias, se debe
mantener el vehículo siempre bajo la vista del responsable del
mismo.
8. GAMMAGRAFIADO
a.
Control del área de trabajo.
Al llegar a la zona donde se realizará el gammagrafiado, se debe
realizar un recorrido por la zona de influencia, para asegurarse
que no existan personas trabajando sin nuestro conocimiento, o
que no existen trabajos en altura de personas o que existan
movimientos de cargas que puedan desprenderse y caer sobre
nuestro equipo de gammagrafia.b.
Seguridad industrial.
Previo al inicio de cualquier trabajo con material radioactivo, se
debe dar aviso al personal de seguridad industrial que se van a
realizar trabajos de gammagrafiado en un área determinada. Se le
explicará claramente el alcance del trabajo a realizar y cuales son
los potenciales riesgos.c.
Delimitación del área
Una vez que se realizaron los pasos anteriores, se realiza el
vallado y o cercado del área.d.
Realización del trabajo
Una vez delimitada la zona, se comienza con :
 Armado del equipo.
Este paso debe ser realizado siempre por el
habilitado, y en el caso de que exista trabajando con
el habilitado un operador en entrenamiento, este
puede bajo la mirada y supervisión del habilitado
conectar el equipo. Esto siempre bajo la
responsabilidad del habilitado. Realización de la exposición.
Una vez conectado el equipo, se procede a verificar
que el área de trabajo se encuentre libre de
personas y dando aviso al responsable de seguridad
industrial o a la persona que el indique, se comienza
con el gammagrafiado. Controles durante la exposición.
Los controles durante la exposición son los
siguientes:
1. Mantenimiento de la vista sobre todo el
perímetro del área de trabajo,
especialmente en los puntos de acceso.
150
2. Monitoreo del área.
 Verificación del reingreso de la fuente
Se debe verificar el reingreso de la fuente con cada
disparo que uno realice. Esta verificación debería
hacerse con un medidor de radiación portátil
cuantitativo. Desarme del equipo.
Al terminar el trabajo, se deben hacer los siguientes
controles:
1. Verificar por última vez el reingreso de la
fuente.
2. Controlar con el Geiger que la fuente se
encuentre en el proyector.
3. Controlar el comando y las conexiones.
4. Controlar las mangueras y alargues.


Cerco.
Una vez terminados los controles y verificaciones
anteriores, se procede al levantamiento de los
vallados y o cercos. Como así también todos los
carteles.Carga.
Al terminar todo lo anterior, se procede a cargar los
equipos y elementos en el vehículo.
PROCEDIMIENTO PARA EMERGENCIAS
1.
OBJETO
Definir el procedimiento de recuperación de fuentes radioactivas de
gammagrafia industrial ante situaciones consideradas de emergencia.-
2.
ALCANCE
Este procedimiento es de aplicación para todas las situaciones de
emergencias radiológicas producidas por equipos de gammagrafia
industrial, ya sean manuales, automáticos o semiautomáticos.-
3.
REFERENCIAS
ARN: AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR
4.
NORMAS
AR 7.9.1
5.
RESPONSABILIDADES
151
Las responsabilidades del manejo del equipo ante una situación de
emergencia, recae
directamente sobre el operador habilitado. Este es el responsable de
realizar y organizar
todas las tareas tendientes a terminar con la emergencia..
6.
DESARROLLO
 Aviso al grupo de trabajo
 Evaluación del incidente o accidente
 Aviso al responsable de Seguridad Industrial
 Verificación del nivel de radiación en el área cercada
 De ser necesario ampliarla
 Tomar distancia y ver posibilidades de rescate
 Dar aviso al responsable de la instalación de la empresa de la cual
depende
 En caso de que no se pueda rescatar, informar esta situación al
responsable de la instalación de nuestra empresa y este avisará a la
ARN
 Analizada la situación desarrollar teóricamente el plan de rescate
 Evaluar como se procederá al rescate
 Calcular tiempos del mismo tomando en cuenta cada trabajo
necesario en forma unitaria
 Una vez definido el procedimiento de rescate, asignar a cada persona
involucrada en el mismo, los trabajos necesarios
 Realizar una práctica del rescate, fuera del área involucrada
 Hacer esto tantas veces como sea necesario como para que se
diluyan las tensiones del próximo rescate
 Repasar el procedimiento buscando fallas
 Tomar tiempos de los trabajos de cada persona y registrarlos
 Tomar las distancias a la fuente en cada oportunidad
 En base a estos tiempos calcular las dosis que recibirá cada individuo
 De ser dosis altas aumentar la cantidad de personas involucradas
 Entregar a cada persona o personas intervinientes en cada trabajo un
dosímetro lapicera adicional.
 Ponerlo en cero y registrar las dosis al finalizar cada tarea
 Realizar el rescate
 Evaluar las dosis reales y compararlas con las teóricas
 Realizar un informe del hecho
 Concluir el mismo con posibles causas del incidente
 Generar acciones correctivas
152
ANEXO III
Formulas empleadas en el cálculo de blindajes:
Tasa de DOSIS

A x 
H =
d2
Donde

= Tasa de dosis equivalente ambiental [ mSv/h ]
H
A
= Actividad de la fuente radiactiva [ GBq ]
= Constante específica de radiación para el radionucleído [ mSv m2 / h GBq ]
= Distancia entre la fuente y el punto en cuestión [ m ]

d
:
De esta expresión se deducen las siguientes:

Hxd2
A=
d=

Ax 
(

H
)
1/2
Inversa de los cuadrados de las distancias:

d22
H1
=

H2
d12
Decaimiento radiactivo
Ao
A(t) =
Ao
A(t)
t
T1/2
2t/T1/2
=
=
=
=
Actividad de la fuente radiactiva tiempo 0 (fecha de calibración)
Actividad de la fuente radiactiva a tiempo t
Tiempo transcurrido
Período de Semidesintegración
153
Dosis

H=Hxt
H
donde
= Dosis equivalente ambiental

= Tasa de dosis equivalente ambiental
H
t
= Tiempo de permanencia
Se deducen las siguientes:


H=H/t
y
t=H/H
Métodos de cálculo de blindaje
“Relación de transmisión K” :

K=
H

H0
Número de “hemiespesores”:


n = log Ho / H
log 2
;

H =

H0
2n
;
e
=
n
x he
Donde:
n = Número de hemiespesores
•
H
•
H0
= Tasa de dosis, en el punto de interés, con blindaje interpuesto
= Tasa de dosis, en el punto de interés, sin blindaje interpuesto
e = Espesor del blindaje
he = Valor del hemiespesor [cm ]
154
CONSTANTE ESPECIFICA DE RADIACION
CONSTANTE 
R m2 / h Ci
mSv m2 / h GBq
1,34
0,32
0,48
0,35
0,08
0,13
0,07
RADIOISOTOPO
60
Co
Cs
192
Ir
75
Se
137
HEMIESPESORES (cm)
HIERRO
PLOMO
192
Ir
Co
137
Cs
60
4,5
6,0
3,8
1,3
2,5
1,7
0,5
1,2
0,6
URANIO
CONCRETO
6,6
11,0
7,9
RADIOISOTOPO
TUNGSTENO
AGUA
MATERIAL
0,3
0,8
0,3
0,7
EQUIVALENCIAS
p
n

m
k
M
G
T
60
Co
Cs
192
Ir
75
Se
137
Pico
Nano
Micro
Mili
Kilo
Mega
Giga
Tera
T1/2
5,27 a
30,17 a
73,83 d
119,6 d
1 Ci
1 dps
= 3,7 x 1010 dps
=
1 Bq
1 Ci
1 mCi
1Ci
=
=
=
37 GBq
37MBq
37kBq
1TBq
1 GBq
=
=
27 Ci
27 mCi
1 Bq
=
27 pCi
1 Sv
1 mSv
1 Sv
=
=
=
100 Rem
100 mRem
0,1 mRem
155
156
157
158
159
160
PROBLEMAS EXPUESTOS en CLASE:
R = RESPUESTA o RESULTADO
¿ Cuál será a 5 m la tasa de dosis producida por
01 400 GBq de I192 ? R: 2,08 mSv/h
Que tasa de dosis equivalente hay a 2 metros de una fuente de
02 3 TBq de actividad ( = 0,13 mSvm2/GBqh) R: 97,5 mSv/h
192
Ir de
A 15 cm de una fuente de Cs137 se mide una tasa de dosis de 1 mSv / h .
03 ¿ cuál es la actividad de la fuente ? R: 0,28 GBq
tasa de dosis de 780 Sv/h se mide a partir de 320 GBq de Co60
04 Una
¿ A qué distancia está situada la fuente? R: 12 m
Una tasa de dosis de 3 mSv/h se mide a 4 m de una fuente emisora
05 gamma. ¿ A que distancia la tasa de dosis se reduciría a 7,5 Sv/h?
06
07
08
09
10
11
12
R: 80 m
Si a 1 m de una fuente radiactiva de Cs137 se tiene una tasa de dosis
equivalente de 120 Sv/h a que distancia se medirá una tasa de dosis
equivalente de 30 Sv/h R: 2 m
Que tasa de dosis equivalente hay a 50 cm de una fuente de 192Ir de
30 GBq de actividad ( = 0,13 mSvm2/GBqh) R: 15,6 mSv/h
Que tiempo puedo permanecer en ese lugar para no superar una dosis
equivalente de 20 mSv. R: 1 h 17 min ( 1,28 h )
Que tasa de dosis equivalente ambiental hay a 150 cm de una fuente de
192
Ir de 2 MBq de actividad ( = 0,13 mSvm2 /GBqh) R: 0,115 μSv/h
Que dosis equivalente recibirá la persona que permanece en ese lugar
durante 40 minutos. R: 0,076 μSv
Que espesor de plomo debo interponer entre una fuente de 192Ir y un
operador para reducir una tasa de dosis sin blindaje de 0.06 mSv/h a una
tasa de dosis con blindaje de 7,5 Sv/h (Hemiespesor = 0.5 cm)
n = 3 ; R: 1,5 cm
Que espesor de plomo debo interponer entre una fuente de 60Co y un
operador para reducir una tasa de dosis sin blindaje de 1,92 mSv/h a una
tasa de dosis con blindaje de 120 Sv/h (Hemiespesor = 1,2 cm)
n = 4 ; R: 4,8 cm
Calcular el blindaje de plomo necesario a interponer entre una fuente de
Co60 de actividad A=0,25 TBq y un punto situado a 3,5 m de distancia,
para que la tasa de dosis equivalente sea de 0,05 mSv/h.
Co60 = 0,35 mSv m2 /GBqh hemiespesor de plomo para 60Co : 1,2 cm
H’0 = 7,14 mSv/h ; n = 7,17 ; R: 8,6 cm
Calcular el blindaje de plomo necesario a interponer entre una fuente de
Ir192 de actividad A=2,75 TBq y un punto situado a 9 m de distancia, para
que la tasa de dosis equivalente sea de 55 Sv/h.
Ir192 = 0,13 mSv m2 /GBqh hemiespesor de plomo para192Ir = 0,5 cm
H’0 = 4,4 mSv/h ; n = 6,3 ; R: 3,15 cm
161
13
14
15
16
17
18
19
Que espesor de plomo debo interponer entre una fuente de 60Co y un
operador para que la tasa de dosis sin blindaje que es de 5mSv/h se
reduzca a 5Sv/h K = 10-3 ; R: 12,5 cm
Que espesor de PLOMO se debe interponer entre una fuente de 131I y un
operador para que la tasa de dosis equivalente sin blindaje que es igual a
1 mSv/h se reduzca a 60 Sv/h K = 6 10-2 ; R: 1,4 cm
Calcular el blindaje de plomo necesario a interponer entre una fuente de
Co60 de actividad A=0,35714 TBq y un punto situado a 5 m de distancia,
para que la tasa de dosis equivalente sea de 0,05 mSv/h.
( Co60 = 0,35 mSv m2 /GBqh ) H’0 = 5 mSv/h ; K = 10-2 ; R: 8,5 cm
Calcular el blindaje de plomo necesario a interponer entre una fuente de
Ir192 de actividad A=3,33 TBq y un punto situado a 12 m de distancia, para
que la tasa de dosis equivalente sea de 40 Sv/h.
( Ir192 = 0,13 mSv m2 /GBqh ) H’0 = 3 mSv/h ; K = 1,3 10-2 ; R: 2,5 cm
Durante una práctica de gammagrafía realizada el 3 de agosto de 2008
y al finalizar una exposición e intentar introducir la fuente radioactiva de
192
Ir de 4,89 TBq de actividad al 3 de julio de 2008, la misma queda
trabada en la mitad del tubo guía.
Datos: hemiespesor de plomo para 192Ir = 0,5 cm
192 = 0,13 mSv  m2 / h  GBq
a) ¿que tasa de dosis equivalente ambiental hay a 5 metros de la fuente?
At = 3,7 TBq ; R: 19,24 mSv/h
b) ¿qué espesor de plomo debería colocar sobre la fuente para reducir la
tasa de dosis equivalente ambiental a 5 mSv/h a la misma distancia?
n = 2 ; R: 1 cm
c) ¿qué dosis recibirá el operador encargado de rescatar la fuente si
trabaja, con herramientas a 1 metro de distancia de la fuente blindada
según b) y tarda 2 minutos en la operación?
H’2 = 125 mSv/h ; R: 4,16 mSv
1.-A que distancia se debe ubicar un operador para no superar
una dosis efectiva de 10 mSv si debe permanecer expuesto
durante 15 minutos a una fuente radiactiva de 137Cs de 2,8 TBq
de actividad.
H‟0 = 40 mSv/h ; R: 2,36 m
2.-Que espesor de plomo debo interponer para que pueda permanecer
45 minutos en el lugar sin superar dicho límite. (resolverlo por curva “K”)
DATOS:
hemiespesor de plomo para 137Cs = 0,6 cm
Constante  del 137Cs = 0,08 mSvm2 / hGBq
H’ = 13,2 mSv/h ; K = 3,3 10-1 ; R: 1 cm
1.-Que tiempo puede permanecer un operador a 170 cm de una
fuente radiactiva de 60Co cuya actividad es de 0,6 TBq para no
superar una dosis efectiva de 40 mSv.
H’0 = 72,66 mSv/h ; R: 0,55 h ( 33 min)
2.-Que espesor de plomo debo interponer para que pueda permanecer
90 minutos en ese lugar sin superar dicho límite. ( por hemiespesores )
DATOS:
hemiespesor de plomo para 60Co=1,2 cm
Constante  del 60Co=0,35 mSvm2/hGBq
H’ = 26,66 mSv/h ; n = 1,43 ; R: 1,7 cm
162
Que actividad máxima debe tener una fuente radiactiva 192Ir
para que trabajando a 250 cm de la misma durante 25 minutos
no supere una dosis efectiva igual al límite de dosis anual para
los trabajadores (20 mSv).
H’0 = 48 mSv/h R: 2307,7 GBq
20 Que espesor
de plomo debo interponer para que pueda
permanecer 90 minutos en dicho lugar sin superar dicho límite.
( resolverlo por hemiespesor ) H’ = 13,3 mSv/h
Por hemiespesor: n = 1,9 ; R: 1 cm
Por curva “K”: K = 2,8 10-1 ; R: 0,8 cm
Se tiene una fuente radiactiva de 137Cs con una actividad igual a 4,0 TBq
blindada con 3 cm de plomo, se desea conocer:
1. La dosis equivalente que recibiría una persona ubicada a 2 m de
distancia de la fuente si la permanencia en ese lugar fue de 3
minutos.(resolverlo por el método del coeficiente de transmisión K)
H’0 = 80 mSv/h ; K = 4 10-2 ; H’ = 3,2 mSv/h ; R: 0,16 mSv
21
2. Que espesor de plomo debo agregar para que se reduzca la tasa
de dosis en el punto en cuestión a 64 µSv/h. (resolverlo por el
método de hemiespesores) n = 10,3 ; R: 3,2 cm
DATOS:
hemiespesor de plomo para 137Cs=0,6 cm
Constante  del 137Cs=0.08 mSvm2/h GBq
Se tiene una fuente radiactiva de 60Co con una actividad igual a 2,0 TBq
blindada con 6 cm de plomo, se desea conocer:
1. La dosis equivalente que recibiría una persona ubicada a 3 m de
distancia de la fuente si la permanencia en ese lugar fue de 2
minutos. (resolverlo por el método de hemiespesores)
H’0 = 77,78 mSv/h ; n = 5 ; H’ = 2,43 mSv/h ; R: 80 μSv
22
2. El espesor de plomo debo agregar para que se reduzca la tasa de
dosis en el punto en cuestión a 77,5 µSv/h. (resolverlo por el
método del coeficiente de transmisión K) K = 10-3 ; R: 6,5 cm
DATOS:
hemiespesor de plomo para 60Co : 1,2 cm
Constante  del 60Co : 0.35 mSv m2 / h GBq
163
Ejercicios de aplicación
● Decaimiento Radiactivo:
At = A0 / 2 t/T1/2
Tiempo Transcurrido
NUCLEIDO
CO 60
T ½ = 5,27 a
CS 137
T ½ = 30 a
A0
[TBq]
AÑOS MESES
t
T1/2
t / T1/2
4,16
9,66
12,92
15,00
4,83
8,50
11,50
15,00
5,27
5,27
5,27
5,27
30
30
30
30
0,79
1,83
2,45
2,85
0,16
0,28
0,38
0,50
t
T1/2
t / T1/2
DIAS
A0
[TBq]
40
80
160
240
300
3,7
3,7
3,7
3,7
3,7
40
80
160
240
300
74
74
74
74
74
0,54
1,08
2,16
3,24
4,05
4
9
12
15
4
8
11
15
2
8
11
0
10
6
6
0
TIEMPO
TRANSCURRIDO
NUCLEIDO
Ir
192
T ½ = 74 d
3,7
3,7
3,7
3,7
3,7
3,7
3,7
3,7
164
2t
/ T1/2
1,73
3,55
5,46
7,21
1,12
1,21
1,30
1,41
2t
/ T1/2
1,45
2,11
4,47
9,45
16,56
At [TBq]
2,138
1,042
0,677
0,513
3,303
3,058
2,846
2,624
At [TBq]
2,552
1,753
0,828
0,391
0,223
● Ejercicios con fuente blindada:
Se tiene una fuente radiactiva con una actividad igual a “A” blindada con un
espesor “X” de “material blindante”, se desea conocer:
1.- ¿Que dosis equivalente recibirá una persona ubicada a una distancia “d1”
de la fuente si el tiempo de permanencia en dicho lugar es igual a “t1” ?.
Resolverlo por el método “coeficiente de transmisión (K)”.
“x”
“H”=?
“t1”
“A”
←
“d1”
RADIONUCLEIDO MATERIAL A [GBq]
192
Ir,
Γ=0,13
60
Co,
Γ=0,35
137
Cs,
Γ=0,08
Pb
Fe
Hon
Pb
Fe
Hon
Pb
Fe
Hon
3700
3700
3700
3700
3700
3700
3700
3700
3700
→
d1
[m]
X
[cm]
t1 [h]
H•0
[mSv/h]
3
6
9
3
6
9
3
6
9
2
5
20
5
10
50
2
5
20
0,3
0,75
2,5
0,3
0,75
2,5
0,3
0,75
2,5
53,44
13,36
5,94
143,89
35,97
15,99
32,89
8,22
3,65
K del
H•
GRAFICO [mSv/h]
0,03
0,1
0,08
0,075
0,055
0,008
0,14
0,19
0,13
1,60
1,34
0,48
10,79
1,98
0,13
4,60
1,56
0,48
H
[mSv]
0,48
1,00
1,20
3,24
1,48
0,32
2,30
2,34
1,20
2.- ¿Qué espesor del mismo “material blindante” debo interponer para reducir la
tasa de dosis equivalente en el punto en cuestión a un valor igual a “H•2” ?
165
Resolverlo por el método “hemiespesores”.
“x”
“e”=?
“A”
“H2”
←
RADIONUCLEIDO
192
Ir,
Γ=0,13
60
Co,
Γ=0,35
137
Cs,
Γ=0,08
“d1”
→
MATERIAL
he
H•2 [mSv/h]
n
e [cm]
Pb
Fe
Hon
Pb
Fe
Hon
Pb
Fe
Hon
0,5
1,3
4,5
1,2
2,5
6,0
0,6
1,7
3,8
0,9
0,05
0,02
7,5
0,8
0,01
2,5
0,6
0,04
0,83
4,74
4,57
0,53
1,31
3,68
0,90
1,40
3,56
0.4
6.2
20,6
0,6
3.3
22.1
0.5
2.3
13,6
166
RESUMEN de FORMULAS
Ao
A(t) =
2t/T1/2

A x 

H =
Hxd2
A=
d2
d=

Ax 
(
H



H
K=


H = K H0

H
Ho=
H0

=

d12
H2

d22 x H2
=
d22

H1

=

d12 x H1
H2 =

x H1

H1 =

d22 x H2
d12



Ho
H=
log 2
2

H=Hxt

d22
log Ho / H
=
d12
H2

n
K
d22
H1
d12
)

1/2
t
=
H

H

H =
n
H
t
Espesor del blindaje (e) = n x he
167
n =
e
he
168
ANEXO IV
Calibres PASA - NO PASA
Los calibres Pasa / No pasa se utilizan para determinar el grado de desgaste de los
enganches del portafuente y del Teleflex o comando. De esta forma se asegura que los
mismos están operables.
Se debe hacer una verificación con estos calibres, antes de cada práctica, además de la
correspondiente inspección visual de los equipos. Estos calibres son entregados por los
fabricantes de los equipos y no deben utilizarse para otras marcas o modelos que los
especificados.
Sentinel 660B / 880
Verificación del ancho de la ranura en
el enganche hembra (Portafuente).
NO PASA
Verificación del diámetro del enganche
Macho (Teleflex) NO PASA
Verificación del cuello del enganche
Macho (Teleflex) NO PASA
Verificación de la separación entre los
conectores macho/hembra, enganchados
NO PASA
Gammamat TI
169
Verificación del diámetro del conector hembra
el (Portafuente) - PASA PASA
Verificación del ancho de la ranura en
conector hembra (Portafuente) NO
Verificación del diámetro del conector
del macho (Teleflex) NO PASA
PASA
Verificación del cuello del enganche
conector macho (Teleflex) NO
170
ANEXO V
Accesorios
Colimadores:
Existen gran cantidad de colimadores que se utilizan como blindaje para
atenuar la radiación gamma, en los equipos de gammagrafía.
Estos colimadores son de uso obligatorio siempre que no interfieran con la
técnica radiográfica utilizada. Su uso continuo ayuda a la optimización de la
práctica.
En el mercado hay varios modelos adaptados a casi la totalidad de las técnicas
radiográficas empleadas. Hay colimadores panorámicos (360 0) o direccionales
con ángulos variables, los más utilizados son de 600.
Estos colimadores están construidos mayoritariamente con tungsteno, también
se utiliza plomo, pero en menor medida.
Colimadores Sentinel para Ir 192 y Co 60
Colimadores Gammamat para Se 75
direccional
Colimador Gammamat
con soporte magnético
171
Colimadores para Co 60, Gammamat, de tungsteno
Colimador panorámico
soportes
Colimador panorámico con
Colimador con salida delantera 900.
Colimador con salida delantera 900
Colimadores direccionales, cono de 60 0.
172
Otros accesorios o equipos.
Dispositivo centrador Gammamat para doble
Dispositivo Sentinel para
sacar
junta, con puntera adaptada.
radiografías doble pared en
cañerías
Crawler Gammamat M6 hasta 16‟‟ de ø
de ø
con cabezal de Se 75
Crawler Gammamat M6 hasta 16‟‟
con cabezal de Ir 192.
Contenedores:
Contenedor gammamat de transporte para Ir 192
173
FECHA DE EDICION: 04/07/2012
174