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MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN

SERVICIOS DE

INVESTIGACIÓN

RADIOISÓTOPOS Revisión: 0

Fecha: Sep 2005

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ESTE MANUAL INCLUYE LAS NORMAS BÁSICAS DE TRABAJO

EN LA INSTALACIÓN RADIACTIVA DE LA

UNIVERSIDAD DE MALAGA

José Acosta Mira

Sergio Cañete Hidalgo

Laboratorio de Radioisótopos

SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN.


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PREFACIO

Este manual, realizado para facilitar el trabajo de los usuarios de la Instalación

Radiactiva de la Universidad de Málaga, incluye conceptos generales de radioprotección y

las normas básicas del laboratorio de radioisótopos de la Instalación Radiactiva de la

Universidad de Málaga.

AGRADECIMIENTO

Algunas de las ilustraciones presentes en el texto proceden de páginas web de

organismos oficiales lo que se indica en la referencia a pie de la ilustración.


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ÍNDICE

INTRODUCCIÓN .................................................................................................. 6 PARTE 1. CONCEPTOS BÁSICOS SOBRE RADIACTIVIDAD.................... 10

I.1.- RADIACIONES IONIZANTES. ................................................................. 10 I.2.- LAS SUSTANCIAS RADIACTIVAS. RADIACIONES NUCLEARES...... 12 I.2.1.- ESTRUCTURA DE LA MATERIA......................................................... 12 I.2.2.- ISÓTOPOS, ISÓTONOS, ISÓBAROS e ISÓMEROS. ............................ 13 I.3.- DESINTEGRACIONES RADIACTIVAS. .................................................. 14 I.1.3.- DESINTEGRACIÓN α: .......................................................................... 15 I.3.2.-DESINTEGRACIÓN BETA..................................................................... 17

I.3.2.1.- Desintegración β-. ...................................................................... 17 I.3.2.2.-Desintegración β+ ...................................................................... 19 I.3.2.3.-Captura Electrónica. .................................................................... 20

I.3.3.-RADIACIÓN γ: ....................................................................................... 21 I.3.4.- RAYOS X:............................................................................................... 22 I.3.5.- RADIACIÓN DE NEUTRONES:............................................................ 22 I.4.- MAGNITUDES Y UNIDADES RADIOLÓGICAS..................................... 23 I.4.1.-ACTIVIDAD. ........................................................................................... 23 I.4.2.-EXPOSICIÓN........................................................................................... 25 I.4.3.-DOSIS ABSORBIDA. .............................................................................. 25 I.4.4.-DOSIS EQUIVALENTE. ......................................................................... 25 I.5.-EFECTOS BIOLÓGICOS DE LA RADIACIÓN IONIZANTE.................... 28 I.6.-DETECCIÓN DE LA RADIACTIVIDAD.................................................... 30


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PARTE 2. RADIOPROTECCIÓN...................................................................... 32

II.1.-INTRODUCCIÓN....................................................................................... 32 II.2.-BASES DE LA PROTECCIÓN................................................................... 33 II.3.-IRRADIACIÓN Y CONTAMINACIÓN. .................................................... 34 II.4.-PROTECCIÓN FRENTE A LAS RADIACIONES. .................................... 34 II.5.-DOSIMETRÍA ............................................................................................ 36 II.5.1.- CONTROL DOSIMÉTRICO DEL AMBIENTE. DOSIMETRÍA DE ÁREA............................................................................................................................ 36 II.5.2.- DOSIMETRÍA PERSONAL................................................................... 36 II.5.3.- LÍMITES DE DOSIS.............................................................................. 36 II.5.4.- PROTECCIÓN ESPECIAL DURANTE EL EMBARAZO Y LA LACTANCIA..................................................................................................... 38 II.6.- CLASIFICACIÓN Y DELIMITACIÓN DE ZONAS. ................................ 39

PARTE 3.- NORMAS DE TRABAJO EN EL LABORATORIO DE RADIOISÓTOPOS................................................................................................... 41

III.1.- INTRODUCCIÓN. ................................................................................... 41 III.2.- USUARIOS DE LA INSTALACIÓN........................................................ 42 III.3.- COMPRAS DE MATERIAL RADIACTIVO............................................ 42 III.4.- HORARIOS DE TRABAJO...................................................................... 43 III.5.- NORMAS GENERALES DE TRABAJO.................................................. 43 III.5.1.- RIESGO BIOLÓGICO.......................................................................... 46 III.5.2.- CONTROL DE LA CONTAMINACIÓN.............................................. 46 III.6.- MONITORES DE CONTAMINACIÓN Y RADIACIÓN: ........................ 47 III.6.1.- MANEJO DE LOS MINIMONITORES:............................................... 47 III.6.2.- ENSAYO DE FROTIS PARA DETECTAR TRITIO (H-3)................... 48 III.7.- TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO. .................................... 49


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III.8.- DOSIMETRÍA. ......................................................................................... 49 III.9.- USO DE EQUIPOS DEL LABORATORIO.............................................. 50 III.9.1.- CONTADORES DE CENTELLEO....................................................... 50 III.9.2.- MUESTRAS DE FRÍO O CONGELADAS........................................... 51 III.9.3.-HORNOS DE HIBRIDACIÓN............................................................... 51 III.9.4.-SECADOR DE GELES.......................................................................... 52 III.10.- INCIDENTES CON MATERIAL RADIACTIVO. ................................. 52 III.10.1.- INCIDENTES Y PROTOCOLOS DE ACTUACIÓN.......................... 52 III.10.2.- DESCONTAMINACIÓN.................................................................... 53 III.11.- GESTIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS. ................................. 53

III.11.1.1.- Residuos de P-32.................................................................... 54 III.11.1.2.- Residuos de vida media corta. ................................................ 55 III.11.1.3.- Residuos con isótopos de vida media o larga (H-3, C-14, S-35).55 III.11.1.4.- Residuos de Cs-137 o similares (emisores gamma)................. 56

ANEXO I.- LEGISLACIÓN APLICABLE. ........................................................ 58 ANEXO II.- GLOSARIO .................................................................................. 600

ANEXO III.- FICHAS TÉCNICAS DE ISÓTOPO………………………….......70

ENLACES DE INTERÉS ................................................................................... 79


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INTRODUCCIÓN

El descubrimiento de la radiactividad es relativamente reciente. En noviembre de

1895 Röentgen, mientras experimentaba con rayos catódicos, descubre los rayos X,

radiaciones que presentan una serie de propiedades desconocidas hasta ese momento. Se

trata de ondas electromagnéticas originadas por el choque de electrones con un

determinado material, en el interior de un tubo de vacío. Este descubrimiento le reportó el

Nobel de Física en 1901.

Henri Becquerel en febrero de 1896, interesado en el descubrimiento de Röentgen,

intenta averiguar si algunos materiales expuestos a la radiación solar son capaces de emitir

rayos X. La ausencia de sol el día del experimento hace que Becquerel guarde el material a

ensayar, un mineral de uranio, en un cajón junto con unas placas fotográficas

debidamente protegidas de la luz. Al día siguiente, las placas fotográficas estaban veladas

como si hubiesen estado expuestas a radiación similar a los rayos X. Dicha radiación

provenía del mineral.

En este campo comienza a investigar el matrimonio Curie, los grandes

protagonistas en estos inicios en el campo de la radiactividad. Así, el matrimonio Curie,

hacia el año 1898, descubre nuevas sustancias con la misma propiedad y consiguen aislar

nuevos elementos radiactivos a los que bautizaron con los nombres de Radio, nombre del

que se deriva el de radiactividad, y Polonio, en honor a Polonia patria de Marie Curie. El

matrimonio Curie recibió en 1903 junto a Becquerel el Nobel de Física por sus

aportaciones al conocimiento de las radiaciones del Uranio. Posteriormente, se le

concedió, en 1911, a Marie Curie el premio Nobel de Química por su descubrimiento

sobre los nuevos elementos radiactivos que marcan el comienzo de un nuevo campo para

la ciencia: la radiactividad y la energía atómica.


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La evolución de la energía atómica es impulsada por los sucesivos descubrimientos

entre los que cabría destacar:

• La teoría de la relatividad de Albert Einstein (1905).

• Los trabajos de Ernest Rutherford (1911), quien por una parte consigue distinguir

los tres tipos de radiaciones existentes, alfa, beta y gamma, y por otra parte

propuso también un modelo atómico. En este modelo el átomo está formado por un

núcleo con carga positiva donde se encuentra prácticamente toda la masa del

átomo y en torno a éste, como un pequeño sistema planetario, se encuentran los

electrones con carga negativa y masa prácticamente inapreciable.

• El descubrimiento en 1934 de la radiactividad artificial por Irene y Federico-Curie

a los que se otorga el premio Nobel en 1935.

• Fisión nuclear por Otto Hahn (1939).

• La construcción y puesta en marcha del primer reactor nuclear en 1942,

denominado “Chicago I”, realizada por Enrico Fermi

A partir de esta fecha los usos y aplicaciones de la radiactividad han sido numerosas,

pero también se hizo evidente que el uso de la radiactividad representa un riesgo. Existe el

riesgo derivado del mal uso de este fenómeno ya puesto de manifiesto por Pierre Curie en

1903 a la recogida del Premio Nobel donde dijo: “No es difícil concebir que en manos

criminales el radio pueda ser muy peligroso”. También se preguntó “sobre la utilidad del

conocimiento sobre los secretos de la Naturaleza” para al final decir “Yo pienso que los

nuevos descubrimientos acarrearán más beneficios que daños a la Humanidad”. Por otra

parte existe un riesgo de daño biológico por el uso de la radiación ionizante, puesto de

manifiesto por la aparición de cánceres y leucemias en los primeros investigadores que

trabajaron con material radiactivo, en médicos usuarios de rayos X y por los efectos a

largo plazo de las primeras explosiones atómicas.


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Actualmente las radiaciones ionizantes son utilizados en numerosos campos

científicos e industriales, tantos que una relación detallada sería muy extensa.

Específicamente las áreas de la medicina y la investigación biomédica encuentran en las

radiaciones ionizantes una de las herramientas más versátiles y útiles. Los niveles de

radiactividad que se usan en los trabajos de investigación son evidentemente limitados

pero, al igual que ocurre con otras herramientas utilizadas en investigación, las

radiaciones ionizantes son potencialmente peligrosas. Por esto se han desarrollado una

serie de organizaciones de carácter mundial, europeo y nacional (AIEA, ICRU, ICRP,

EURATOM, CSN, ...) que establecen normas y legislación, reglas de protección que

gobiernan todos los usos de las radiaciones ionizantes y tienen como propósito asegurar

que éstos se lleven a cabo con las máximas garantías de seguridad y protección, tanto para

el personal como para bienes materiales y el medioambiente. Es fundamental realizar un

estricto seguimiento, siempre dentro del ámbito legal establecido, de estas normas y

procedimientos de protección.

El presente Manual tiene como propósito el proporcionar la información básica

necesaria en los aspectos de seguridad y radioprotección para trabajar con radiaciones

ionizantes en una instalación radiactiva como la de la Universidad de Málaga. En primer

lugar se hace una breve revisión teórica sobre la radiactividad, a continuación se describen

los conceptos básicos de radioprotección de acuerdo con las reglas y procedimientos

establecidos por las organizaciones ya mencionados. En la parte 3 se adjuntan las normas

básicas de trabajo en el laboratorio de Radioisótopos que pertenece a la Instalación

Radiactiva de la Universidad de Málaga. Estas normas recogen las conceptos básicos

expuestos previamente sobre la radiactividad y los niveles máximos admisibles de

exposición y deben ser observados rigurosamente por todos los usuarios, investigadores,

estudiantes y trabajadores profesionalmente expuestos, que trabajen en las citadas

instalaciones de la Universidad de Málaga.


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La Universidad de Málaga cuenta con supervisores, profesionales en el ámbito de

la protección radiológica, que entre otros tienen como objetivo la dirección y vigilancia de

todos los aspectos relacionados con la protección radiológica en la instalación radiactiva

de la Universidad de Málaga.


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PARTE 1. CONCEPTOS BÁSICOS SOBRE RADIACTIVIDAD

Llamamos radiación a la energía que se propaga a través del espacio. Dentro de

este concepto se incluyen, entre otros, a las radiaciones no ionizantes, como la luz visible

o infrarroja, o las ondas de radio, y a las radiaciones ionizantes.

I.1.- RADIACIONES IONIZANTES

Se define una radiación como ionizante cuando al interaccionar con la materia

tiene suficiente energía para producir la ionización de la misma, es decir, origina partículas

con carga eléctrica (iones). El origen de estas radiaciones es siempre atómico, se producen

tanto en el núcleo del átomo como en los orbitales y pueden ser de naturaleza corpuscular

(partículas subatómicas que se mueven a altas velocidades) o electromagnética, rayos X,

rayos gamma (γ), caracterizada por tener una energía fotónica muy elevada.

Clases de radiaciones.

Las principales clases de radiaciones ionizantes son:

• La emisión de partículas nucleares alfa, beta y neutrones

• La radiación electromagnética gamma de origen nuclear

• La emisión de rayos X

Origen de las Radiaciones Ionizantes.

Dependiendo del origen podemos distinguir entre radiactividad natural y

radiactividad artificial

La radiactividad natural siempre está presente en el medio ambiente, tanto de

origen cósmico como procedente de los materiales radiactivos existentes en la naturaleza.

El ser humano ha estado expuesto a las radiaciones ionizantes desde el comienzo de los

tiempos. El conjunto de radiaciones naturales se conoce como radiación de fondo


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(Fondo),que depende de numerosos factores como el lugar de residencia, la altitud,

materiales de construcción, la composición del suelo y otras. Recibimos continuamente

esa radiación, ingerimos a diario productos que contienen cantidades muy pequeñas de

sustancias radiactivas y todos los seres vivos acumulamos pequeñas cantidades de algunos

isótopos radiactivos.

La radiactividad artificial es la que se produce por la intervención humana,

aunque su fuente sea natural, para obtener beneficios que, obviamente, tienen que ser

superiores al riesgo que representan. Actualmente el uso de radiaciones ionizantes se

extiende a campos muy diversos: medicina, tanto en el diagnóstico como en los

tratamientos clínicos, investigación, obtención de energía, radiografías industriales, en la

agricultura y otros muchos.

Fuentes de Radiaciones ionizantes

Las fuentes de radiaciones ionizantes son naturales, como los isótopos radiactivos

y los rayos cósmicos procedentes del espacio, y artificiales, como los generadores de

radiación.

Los generadores de radiación son equipos en los que partículas cargadas se

aceleran mediante campos eléctricos hasta producir radiación ionizante. En unos casos el

objetivo del equipo es producir la radiación, como en el caso de los equipos de rayos X y

en otros muchos, como la microscopía electrónica, la radiación ionizante se produce como

efecto secundario indeseable.

Del conjunto de fuentes radiactivas a las que nos encontramos sometidos el mayor

porcentaje de dosis recibida procede de la radiactividad natural. La figura siguiente

muestra la distribución de la dosis por las distintas fuentes.


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I .2.- L AS SU ST AN C I AS R AD I AC T I V AS. R AD I AC IO NE S NU CL E AR ES

I .2.1.- ESTRUCT URA DE LA M ATERI A

El átomo consta de un núcleo, que está formado por protones con carga positiva y

neutrones y una corteza, formada por electrones con una masa muy pequeña y cargados

negativamente. El número y la carga de los electron es es igual que la de los protones, de

forma que el átomo resulta neutro y la masa se conc entra prácticamente en el núcleo. El

número atómico Z, que corresponde al número de prot ones, define la posición en la tabla

periódica, qué elemento es y sus características qu ímicas. El número total de nucleones

(protones y neutrones) existentes en el núcleo reci be el nombre de número másico (A). La

diferencia entre el número másico y el número atómi co, A-Z, nos da el número de

neutrones contenidos en el núcleo atómico.

Partícula M asa (uma) M asa (g) Carga

e- 0,00054858 9,1096 10-28 -

p o p+ 1,0073 1,6725 10-24 +

N 1,0087 1,6748 10-24 Neutro


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I.2.2.- ISÓTOPOS, ISÓTONOS, ISÓBAROS e ISÓMEROS

En función de las características físicas de los elementos químicos podemos

distinguir entre isótopos, isóbaros, isómeros e isótonos:

Los isótopos son átomos del mismo elemento, con igual número de protones, pero

distinto número másico A y por tanto distinto peso atómico.

A = N + Z

Notación: ZA X

Z = número de protones. Número atómico.

A = número másico

N = número de neutrones

Los nucleidos, así denominamos a los elementos cuando los caracterizamos por sus

núcleos, que tienen el mismo número de neutrones, N, se denominan ISÓTONOS.

Los nucleidos caracterizados por tener el mismo número másico A, reciben el

nombre de ISÓBAROS.

Un núcleo, de la misma forma que ocurre en el átomo, puede encontrarse

energéticamente en niveles excitados que tienden a retornar al estado fundamental con

vida media muy corta (10-15 a 10-13 s) emitiendo radiación gamma. Si el nivel excitado es

metaestable, (vida media que puede alcanzar años) se dice que el núcleo excitado es un

ISÓMERO del mismo núcleo en su nivel fundamental. Los isómeros se representan con

la letra m tras el símbolo másico.


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Nombre Número

atómico Z

Número

másico A

Número de

neutrones n Ejemplo

ISÓTOPOS = ≠≠≠≠ ≠≠≠≠ ClCl 3717

3517

ISÓBAROS ≠≠≠≠ = ≠≠≠≠ NiCu 6428

6429

ISÓTONOS ≠≠≠≠ ≠≠≠≠ = AlMg 2413

2312

ISÓMEROS = = = BaBam 13756

13756

I.3.- DESINTEGRACIONES RADIACTIVAS

Los protones, que están cargados positivamente, se repelen y se mantienen unidos

en el núcleo por la intercalación de los neutrones, que tienen masa similar a los protones

sin carga eléctrica, mediante las llamadas fuerzas nucleares. No todos los isótopos son

estables. A veces la relación número de protones y neutrones no es la óptima y se

requieren altos niveles energéticos para mantenerlos unidos. En estos casos, los núcleos

inestables se reestructuran, a veces se desintegran, y emiten el exceso de energía por

distintos mecanismos para transformarse en otros isótopos que, a su vez, pueden

desintegrarse hasta que al final de la cadena se llega a isótopos estables.

La radiactividad o desintegración radiactiva es un proceso complejo por el que

el núcleo atómico inestable alcanza una estructura de mayor estabilidad, emite partículas o

fotones y puede transformarse o no en otro elemento químico. Los nucleidos inestables

que se transforman espontáneamente con el tiempo formando otros nucleidos mediante

procesos de desintegración se conocen como nucleidos radiactivos o radionucleidos.

Actualmente se conocen unos 2000 nucleidos, de los cuales son estables 274.

Los isótopos radiactivos decaen por distintos mecanismos que resultan en la

emisión de diferentes tipos de radiaciones ionizantes que pueden tener naturaleza


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corpuscular o electromagnética. Los principales tipos de desintegraciones las agrupamos

en: partículas αααα, partículas ββββ, neutrones y radiación γγγγ. En el laboratorio de investigación

biológica los materiales radiactivos usados son emisores ββββ o γγγγ.

En la figura siguiente, correspondiente al experimento de Rutherford, se pone de

manifiesto el carácter corpuscular y la carga de las partículas alfa y beta, y la naturaleza

electromagnética de la radiación gamma.

I.1.3.- DESINTEGRACIÓN αααα

La partícula α es equivalente a un núcleo de Helio con masa cuatro y 2 protones.

Por tanto, cuando un núcleo emite una partícula alfa, su número másico se reduce en

cuatro unidades y su número atómico en dos unidades. Este proceso se da en átomos con

un número atómico elevado. El proceso de desintegración alfa va acompañado de la

emisión de una gran cantidad de energía procedente del defecto másico producido. Los

emisores α, que corresponden a átomos pesados como el radio y el uranio, no se suelen

usar en el ámbito de la investigación biológica.

β α γ

Material radiactivo

- +


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AZ X ---> 4

2−−

AZ Y +

42 He

α42

22284

22686 +→ RnRa

• Este tipo de desintegración se produce debido a la inestabilidad derivada de la

repulsión coulombiana entre los protones del núcleo. Se produce en núcleos pesados

con número másico superior a 140, la causa fundamental de la inestabilidad nuclear se

debe al desequilibrio entre las fuerzas repulsivas, que crecen proporcionalmente a la

relación Z(Z-1), y la fuerza nuclear de unión, que crece con el número másico.

La energía de las partículas α emitidas por radionucleidos naturales se encuentran

entre 1,8 MeV ( 144Nd) y 8.785 MeV (212 Po), alcanzando velocidades elevadas. Los

espectros alfas son discretos, pudiendo encontrarse espectros monoenergéticos y

polienergéticos.

Fuente: http://www.pntic.mec.es/recursos

Z

Z

Z-2

Z e-

e-

+ α


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I.3.2.-DESINTEGRACIÓN BETA

Consiste en la emisión de una partícula β, procedente del nucleo atómico, que

tiene la masa y carga de un electrón. En consecuencia el núcleo descendiente es un

ISÓBARO, distinto elemento y misma masa, del núcleo precursor. La desintegración beta

se extiende a la totalidad de la carta de nucleidos.

Dentro de la desintegración β podemos distinguir:

• Desintegración β-.

• Desintegración β+.

• Desintegración por captura electrónica.

I.3.2.1.- Desintegración ββββ-

Es la emisión espontánea de partículas negativas, electrones, que emergen del

núcleo a velocidades muy próximas a la velocidad de la luz.

Los espectros energéticos de las partículas β son continuos, y se extienden desde

energía cero, hasta una energía máxima o límite superior que depende del radionucleido

estudiado. En la desintegración β se emite, además del electrón, una nueva partícula

llamada neutrino, carente de carga y masa. La energía de desintegración se reparte entre el

electrón, el neutrino y el núcleo de retroceso.

Según Fermí, dado que en el núcleo no existen electrones, la transformación

nuclear que se produce será que un neutrón se convierte en un protón, en un electrón y en

un neutrino, según:

El esquema de desintegración vendrá dado:

n p+ + e- + ν


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υβ ++→ −+ YX A

ZAZ 1

−+→ βNC 14

7146

Las energías máximas de las emisiones beta se extienden desde los emisores

blandos como el tritio (3H) [Emáx = 17 KeV] y el (32P) [Emáx = 1.7 MeV]

Son emisores β-, los radionucleidos muy ricos en neutrones y la emisión β -, que

transforma un neutrón en un protón, reduce el valor del cociente N/Z con lo que el

nucleido descendiente se encuentra más próximo a la zona de estabilidad.


Z

Z

Z+1 Z

β- …..(e-


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I.3.2.2.-Desintegración ββββ+

Consiste en la emisión de positrones por ciertos radionucleidos. El positrón tiene

una masa igual a la del electrón pero su carga eléctrica es positiva aunque con valor

absoluto igual al electrón.

Al no existir positrones libres en el interior de los núcleos, el proceso que tiene

lugar es el siguiente:

νβ ++→ − YX AZ

AZ 1

νβ ++→ NiCu 6428

6429

Por lo que disminuye el número atómico en una unidad.

Al emitirse un positrón, el nucleido descendiente queda con una carga nuclear Z-1,

pero con Z electrones, del que se desprende un electrón cortical. Los positrones emitidos

son partículas inestables y cuando pierden su energía, mediante choques con la materia, se

combinan con un electrón libre del entorno, produciendo el fenómeno llamado de

aniquilación del positrón, con la emisión de dos fotones de 511 keV. De esta forma la

masa de ambas partículas se convierten en energía de 511 keV que se propaga en la misma

dirección pero en sentido opuesto. A esta radiación electromagnética se le denomina de

aniquilación.

p+ n + e- + ν

Z

Z

Z-1 Z-1

e-

β+


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Los radionucleidos emisores β + son aquellos que se encuentran situados por

encima de la línea de estabilidad. Es decir, aquellos núcleos excesivamente ricos en

protones. El espectro β+ es contínuo, desde energía nula a un valor máximo que depende

del radionucleido considerado y que para las emisiones más duras alcanza el valor de unos

5 MeV.

I.3.2.3.-Captura Electrónica

Los electrones de la corteza atómica en el curso de su movimiento, se aproximan

en ocasiones al núcleo, y según la mecánica ondulatoria, incluso pueden penetrar en su

interior. La probabilidad que esto ocurra aumenta para los electrones de la capa K.

En átomos ricos en protones, estos electrones pueden ser capturados por el núcleo

y se produce el proceso:

Disminuyendo el número atómico en una unidad.

ν+→ − YX AZ

AZ 1

NiCu 6428

6429 →

La captura electrónica es un procedimiento competitivo con la desintegración β+.

Todo radionucleido que se desintegre mediante β+ puede hacerlo como captura

electrónica. La inversa no es necesariamente cierto, debe existir un nivel umbral mínimo.

p+ + e- n + ν

Z

Z

Z-1 Z-1

e-


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En todo proceso de captura electrónica, el átomo descendiente queda ionizado, con

una vacante en la capa K, con lo que al producirse el reajuste electrónico en el átomo

descendiente, se producirá la emisión de rayos X característicos.


Como ejemplo completo de desintegración beta se muestra el diagrama de

desintegración correspondiente al 64Cu.

I.3.3.-RADIACIÓN γγγγ

La radiación gamma se produce en transiciones nucleares entre niveles excitados.

La emisión de radiación gamma es un proceso mediante el cual un núcleo que se

encuentra en uno de sus niveles excitados pasa a otro de menor energía mediante emisión


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de radiación electromagnética. La energía de los fotones de radiación gamma se encuentra,

en los casos más habituales, entre el keV y el MeV.

Las radiaciones γ producen ionización indirecta que libera electrones de los átomos

con los que interaccionan, ionizándolos. El poder de penetración de estas radiaciones es

grande, ya que únicamente son desviadas o neutralizadas por impacto con los electrones

orbitales.

I.3.4.- RAYOS X

La emisión de rayos X corresponde a la zona del espectro electromagnético por

encima de la radiación ultravioleta, su intervalo energético abarca entre unos 100 eV y 250

keV.

Para que se produzca la emisión de rayos X, es necesario que se produzca una

vacante electrónica, o inonización en una capa electrónica profunda, ya que los electrones

de estas capas poseen una energía de ligadura muy alta.

Por lo general, los rayos X se generan artificialmente en un tubo de vacío a partir

de un material que no tiene radiactividad propia, por lo que su activación y desactivación

tiene un control fácil e inmediato. La energía de los rayos X y su poder de penetración son

proporcionales a la tensión eléctrica utilizada para su producción, alrededor de los 100 kV

para los rayos X de diagnóstico y entre 15 kV y 50 kV en los equipos para análisis.

I.3.5.- RADIACIÓN DE NEUTRONES

La radiación de neutrones es la generada durante la reacción nuclear. Los

neutrones tienen mayor capacidad de penetración que los rayos gamma y sólo pueden

detenerlos una gruesa barrera de hormigón, agua o parafina.


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La figura siguiente nos muestra el poder de penetración e ionización de los

distintos tipos de desintegraciones vistas en los apartados anteriores.

http://www.insht.es

I.4.- MAGNITUDES Y UNIDADES RADIOLÓGICAS

El Sistema Internacional (SI) de unidades es un conjunto consistente de unidades

que cubre todos las áreas de la ciencia y, de acuerdo con las recomendaciones de la

Comisión Internacional de Unidades y Medidas de Radiación (ICRU), ha adoptado una

serie de unidades relacionadas con la radiactividad.

I.4.1.-ACTIVIDAD

La actividad se define como el número de desintegraciones nucleares por unidad

de tiempo. La unidad en el Sistema Internacional es el Bequerelio (Bq), que corresponde a

una desintegración por segundo. El Curio (Ci) es una unidad histórica que equivale a 37

MBq. La desintegración radiactiva es un proceso espontáneo imposible predecir para un

átomo pero la proporción de núcleos que se desintegran es constante a lo largo del tiempo,

es una constante estadística conocida como constante de desintegración λλλλ.


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Ln N/N0 = - λλλλ T ⇔⇔⇔⇔ N = N0 e- λλλλT

N0 = número de átomos iniciales

N = número de átomos sin desintegrar a tiempo t

λ = constante de desintegración

El periodo de semidesintegración (T1/2) es el tiempo t1/2 necesario para que se

desintegren el 50% de los isótopos radiactivos existentes y tiene una relación obvia con la

actividad.

N = N0/2 ⇒⇒⇒⇒ T1/2 = ln 2/ λλλλ

La vida media es el valor medio de duración de los átomos de una sustancia

radiactiva. Es una constante característica de cada isótopo, independiente de las

influencias del entorno. Existen radionucleidos que tienen vidas medias que duran

segundos como el Po-211, días como el P-32 y miles de años como el C-14.

ττττ = 1/λλλλ = T1/2 / 0,693

La energía que transporta la emisión radiactiva, que se mide en electronvoltios

(eV), es del orden de keV a MeV. Depende del radioisótopo y en general aumenta con el

tamaño de la partícula emitida.

Es muy importante no confundir la actividad o la energía de la radiación con la

dosis, que es una medida del efecto que causa la radiación sobre el receptor. La dosis

depende tanto de la energía que se libera en el receptor como de la calidad de la radiación.


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I.4.2.-EXPOSICIÓN

Se emplea para medir la capacidad de la radiación para producir iones en el aire.

Su unidad en el sistema internacional de medida es el C/Kg

I.4.3.-DOSIS ABSORBIDA.

La dosis absorbida se define como el cociente entre el valor medio de la energía

cedida por la radiación y absorbida por una cantidad de masa dm,

kg

J

dm

EdD ==

La tasa de dosis se define como la dosis absorbida por unidad de tiempo.

s

Gy

t

DD ==&

I.4.4.-DOSIS EQUIVALENTE.

La dosis equivalente, que se mide en Sievert (Sv), que equivale a 100 rems en el

Sistema Cegesimal, tiene en cuenta tanto la cantidad de energía que absorbe el tejido vivo

como la calidad de sus repercusiones biológicas según el tipo de partículas. En los

emisores γγγγ o ββββ usuales en investigación, el Gray y el Sv son equivalentes y al hablar de

dosis nos referimos a la dosis equivalente que se mide habitualmente en milisievert.

Dosis equivalente (Sv) = Dosis absorbida (Gy) x WR

La dosis absorbida en un tejido orgánico no determina el efecto biológico resultante,

ya que intervienen otros factores tales como:

• Naturaleza de la radiación.

• Energía y espectro de la radiación.

• Tipo de efectos biológicos.


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En la tabla siguiente se muestran los coeficientes de ponderación, WR para cada

tipo y rango de energías.

I.4.5.-DOSIS EFECTIVA

La dosis efectiva, que se mide en Sievert, se define como la suma de las dosis

equivalentes ponderadas en todos los tejidos y órganos del cuerpo procedentes de

irradiaciones internas y externas.

En la tabla siguiente se muestran los coeficientes de ponderación, WT, para cada

uno de los órganos y tejidos considerados.

TIPO Y RANGO DE ENERGÍA WR

Fotones, todas las energías 1

Electrones y muones, todas las energías 1

<10 KeV 5

>10 KeV a 100 KeV 10

> 100 KeV a 2 MeV 20

> 2MeV a 20 MeV 10

Neutrones, de energía

> 20 MeV 5

Protones, salvo los de retroceso, de energía > 2 MeV 5

Partículas alfa, fragmentos de fisión, núcleos pesados 20


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RELACIONES ENTRE UNIDADES DEL SI Y OTRAS UNIDADES

Magnitud Unidad SI Otra Unidad Relación

Becquerelio (Bq) 1 Bq = 2.70 × 10-11 Ci

1 Bq = 1 dps 1 Ci = 3.7 × 1010 Bq Actividad

curie (Ci)

1 µCi = 37000 Bq

Gray (Gy) 1 Gy = 100 rad

1 Gy = 1 J/kg 1 rad = 0.01 Gy Dosis

Absorbida

Rad

1 rad = 10mGy

Sievert (Sv) 1 Sv = 100 rem

1 Sv = 1 J/kg 1 rem = 0.01 Sv

Dosis

Equivalente-

Efectiva

Rem

1 rem = 10 mSv

Coulombio/kilogramo 1 C/kg = 3876 R Exposición

(C/kg) Roëntgen (R)

1R = 2.58 × 10-4 C/kg

TEJIDO U ÓRGANO FACTOR DE PONDERACIÓN WT

Gónadas 0,20

Médula ósea 0,12

Colon, Pulmón, Estómago 0,12

Vejiga, mama, hígado, esófago

0,05

Tiroides 0,05

Piel, Superficie de los huesos. 0,01

Resto del organismo 0,05


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I.5.-EFECTOS BIOLÓGICOS DE LAS RADIACIONES IONIZANT ES

El daño biológico producido por la radiación ionizante depende de la cantidad y

características de la energía que libera en el tejido receptor. Cuando la radiación recibida

es muy alta y supera un nivel umbral se producen efectos deterministas inmediatos que

tienen relación dosis/efecto. Por debajo solo se producen efectos aleatorios.

Efectos biológicos

Efectos estocásticos Efectos deterministas

Gravedad Independiente de dosis Dosis Dependiente

Mecanismo Afecta pocas células Afecta muchas células

Naturaleza Somática y Genética Somática

Dosis umbral No Sí

Relación dosis / efecto Probabilística Directa

Aparición efectos Latente (tardía) Inmediata y tardía

• Los efectos somáticos inmediatos aparecen en la persona irradiada en un margen

de tiempo que va desde unos días hasta unas pocas semanas después de la exposición.

Pueden manifestarse en un tejido concreto o sobre el cuerpo considerado como un todo,

bajo un síndrome de denominación específica (por ejemplo, síndrome hematológico,

gastrointestinal, etc.), y su severidad varía considerablemente con la dosis, tipo de energía

de la radiación, así como la parte del cuerpo irradiada. Para estos efectos somáticos

inmediatos, se supone que existe en cierta medida, un proceso de recuperación celular


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como, por ejemplo, en el caso de la fibrosis pulmonar debida a una dosis excesiva de

radiación o los eritemas de la piel.

• Los efectos somáticos tardíos, los que se manifiestan entre 10 y 40 años después

de la exposición, son los que ocurren al azar dentro de una población de individuos

irradiados. Son, por tanto, estocásticos, no siendo posible en ningún caso, establecer para

ellos una relación dosis/efecto individual. La relación entre la inducción de una

malignidad (leucemia, tumor, etc.) y la dosis, sólo podemos establecerla sobre grandes

grupos de población irradiada, como un incremento en la probabilidad de que ocurra una

enfermedad determinada por encima de su incidencia natural.

• Los efectos genéticos afectan a la descendencia. Pueden aparecer en la primera

generación, en cuyo caso el daño se dice que es dominante. Más frecuentemente el efecto

se manifiesta en individuos de las generaciones sucesivas (enfermedades hereditarias,

defectos mentales, anormalidades del esqueleto, etc.). Son efectos estocásticos, puesto que

dependen de la probabilidad de que una célula germinal con una mutación relevante, tome

parte en la reproducción.


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DOSIS

EFECTOS DE LAS DOSIS RECIBIDAS POR

IRRADIACIÓN HOMOGÉNEA DEL CUERPO ENTERO.

0 a 250 mSv No ha sido observado efecto biológico o médico inmediato.

250 a 1000 mSv Aparecen algunas nauseas y reducción de glóbulos blancos.

1000 a 2500 mSv Vómitos, modificación de la fórmula sanguínea. Evolución

satisfactoria o restablecimiento completo asegurado.

2500 a 5000 mSv Daños muy graves. La dosis de 5.000 mSv recibida en una

vez es mortal para el 50% de las personas.

> 5000 mSv Mortal con casi total seguridad.

Dosis absorbidas en una vez por irradiación homogénea del cuerpo entero.

Fuente: http://www.csn.es/

I.6.-DETECCIÓN DE LA RADIACTIVIDAD

La detección y medida de las radiaciones se hace por métodos indirectos, esto es,

evaluando los procesos físicos y químicos que provocan las radiaciones ionizantes al

interaccionar con la materia. Midiendo la intensidad del efecto, es posible conocer la

cantidad y la calidad de la energía cedida por la radiación al medio irradiado.

Los más usados son los detectores de ionización y los contadores de excitación o

contadores de centelleo.

Los detectores de ionización, como los contadores Geiger, tienen una cámara o

tubo lleno de gas, normalmente una mezcla gases ionizables con argón, en la que se

disponen dos electrodos aislados. Cuando la radiación entra en la cámara, que suele tener

una ventana de poco espesor para facilitar la entrada, el gas se ioniza y se producen

descargas que se "cuentan". Estos detectores sólo miden las radiaciones capaces de entrar


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en la cámara y no pueden medir radiaciones β de baja energía como la emitida por el

Tritio.

Los contadores de centelleo se basan en el uso de sustancias, luminóforos, que

por acción de la radiactividad emiten luz visible o ultravioleta que se mide mediante un

detector fotoeléctrico. Hay dos clases de detectores de centelleo según el luminóforo sea

líquido o sólido. En el caso de los contadores de centelleo líquido el producto radiactivo

se incorpora a un vial que contiene el luminóforo (líquido de centelleo) y se mide la luz

emitida. Es válido para medir cualquier tipo de sustancia radiactiva, incluido el Tritio, ya

que la radiación se produce en el interior del vial. En el caso de los luminóforos sólidos y

termoluminiscentes la radiación llega hasta el cristal desde el exterior y presenta las

mismas limitaciones que la cámara de ionización.


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PARTE 2. RADIOPROTECCIÓN

II.1.-INTRODUCCIÓN

La protección radiológica es una disciplina científico-técnica que tiene como

finalidad la protección de las personas y del medio ambiente frente a los riesgos derivados

de la utilización de fuentes radiactivas, tanto naturales como artificiales, en actividades

médicas, industriales, de investigación o agrícolas.

El uso de las radiaciones ionizantes reporta importantes beneficios a la Humanidad,

pero también comporta ciertos riesgos, que comenzaron a ponerse de manifiesto pocos

años después del descubrimiento de los rayos X, a finales del siglo XIX. Es necesario

primero establecer unas normas de trabajo que garanticen que no se producen daños

inmediatos, daños de tipo determinista, manteniendo las dosis por debajo del umbral y en

segundo lugar aplicar todas las medidas razonables para reducir al máximo la incidencia

de los efectos biológicos estocásticos o probabilísticos.

Las primeras normativas sobre protección radiológica datan de 1928 y fueron

elaboradas por un organismo internacional independiente de cualquier autoridad nacional

o supranacional, denominado entonces "Comisión Internacional de Protección contra los

Rayos X y el Radio", fundado en base a una decisión adoptada en el segundo Congreso

Internacional de Radiología. En el año 1950 se reestructuró esta Comisión y pasó a

denominarse "Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP)", nombre con el

que se la conoce en la actualidad. Hoy en día está generalizada la existencia de normas de

protección radiológica basándose en las recomendaciones dictadas por la ICRP. Ello

permite un elevado nivel de homogeneidad en los criterios de protección radiológica

reflejados en la legislación de la mayoría de países. Las normas básicas de la

radioprotección se establecen en reglamentos y decretos establecidos por cada país. En

España todas las funciones de vigilancia y normas están centralizadas en el Consejo de

Seguridad Nacional.


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II.2.-BASES DE LA PROTECCIÓN

El sistema de protección radiológica, recomendado por la ICRP, está basado en tres

principios fundamentales:

• Justificación

• Optimización

• Limitación de dosis

Justificación. Los diferentes tipos de actividades que implican exposición a las

radiaciones deben estar justificados por las ventajas que proporcionen. Las ventajas tienen

que superar los efectos perjudiciales potenciales.

Optimización. Se sigue el criterio ALARA (As Low As Reasonably Achievable), según

el cual todas las exposiciones a las radiaciones ionizantes deben ser mantenidas tan bajas

como sea razonablemente posible, teniendo en cuenta los citados factores económicos y

sociales. Las dosis individuales, el número de personas expuestas y la probabilidad de que

se produzcan exposiciones potenciales, deben mantenerse en el valor más bajo que sea

razonablemente posible.

Limitación de dosis. En todo caso, la dosis de radiación que puede recibir cualquier

individuo no debe superar unos valores establecidos como límites legales, lo que garantiza

la protección del público en general y del personal profesionalmente expuesto.

La limitación de los efectos derivados de las radiaciones ionizantes se consigue

evitando las exposiciones no justificadas y manteniendo tan bajas como sea posible las

justificadas.


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II.3.-IRRADIACIÓN Y CONTAMINACIÓN

La dosis de radiación recibida por un individuo al permanecer en las proximidades

de un emisor o generador de radiaciones ionizantes, depende de tres factores: el tiempo de

exposición, distancia a la fuente y blindaje.

En los laboratorios en los que se trabaja con fuentes no encapsuladas, es decir

sustancias radiactivas en recipientes abiertos, el individuo puede ser dañado por

irradiación y por contaminación mediante la absorción, ingestión o inhalación del

material radiactivo.

Se previene el riesgo de contaminación radiactiva mediante el confinamiento y

manipulación de las fuentes no encapsuladas en lugares adecuados (cámaras de guantes,

cámaras con sistemas de extracción de aire, etc), así como con el uso del vestuario

adecuado.

II.4.-PROTECCIÓN FRENTE A LAS RADIACIONES

La protección frente a las radiaciones requiere en primer lugar entender bien la

naturaleza del problema para tomar las precauciones adecuadas. La protección frente a la

contaminación pasa por trabajar con la máxima pulcritud en un ambiente limpio y hay

tres formas fundamentales de protección frente a la irradiación :

Tiempo: La dosis es directamente proporcional al tiempo de exposición. Como ejemplo:

una persona que trabaja en un campo de 4 mSv/hora, nivel similar al que producen 50

µCi de P32 a 10-15 cm, recibe en 1 hora 4 mSv pero en un periodo de 5 segundos recibe

menos de 0,006 mSv.

Distancia - Ley de la inversa del cuadrado. La intensidad de la radiación es

inversamente proporcional al cuadrado de la distancia. Como ejemplo: 1 MBq (27 µCi) de


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P32 en 1 ml produce una tasa de dosis de 210 mSv/hora en la superficie y menor de 0,021

mSv/hora (21 µSv/hora) a un metro de distancia.

Blindajes o Pantallas: Son barreras situadas entre el producto radiactivo y los usuarios

que eliminan o atenúan la radiación. La elección de la pantalla adecuada depende del tipo

de emisión. Existen dos tipos de pantallas o blindajes, las denominadas barreras primarias

(atenúan la radiación del haz primario) y las barreras secundarias (evitan la radiación

difusa). Como ejemplo: la radiación β emitida por el P-32 se detiene con un centímetro

de metacrilato, que absorbe eficazmente las partículas β y reduce la energía de la

radiación gamma de frenado o “ bremsstrahlung”. Para los emisores γ, como el I-125, se

necesitan materiales pesados como el plomo para atenuar las radiaciones gamma o rayos

X ya la radiación electromagnética se atenúa, no se detiene, al chocar con la materia.

Fuente: http://www.csn.es/


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II.5.-DOSIMETRÍA

II.5.1.- CONTROL DOSIMÉTRICO DEL AMBIENTE. DOSIMETR ÍA DE ÁREA

Mientras se trabaja con material radiactivo, es muy importante comprobar

frecuentemente que el área de trabajo y el medio ambiente no están contaminados. Los

emisores β, C-14, S-35 y P-32, se miden con monitores tipo Geiger y los monitores de

cristal de centelleo son preferibles para medir la contaminación de emisores γ. También se

realizan "frotis" en los que se extrae la contaminación y se mide por centelleo líquido. La

tasa de dosis se debe medir en el ambiente, bien con monitores o mediante dosímetros

fijos, para conseguir que sea tan baja como sea razonablemente posible.

II.5.2.- DOSIMETRÍA PERSONAL

Las técnicas usadas para medir contaminación en el medio ambiente y áreas de

trabajo son válidas para controlar la posible contaminación personal en ropas y piel.

Cuando se trabaja con emisores β de alta energía y emisores γ es necesario usar

dosímetros personales, basados en películas fotográficas o en cristales termoluminiscentes

(TLD).

II.5.3.- LÍMITES DE DOSIS.

El sistema de protección radiológica establecido en la actualidad en España,

fundamentalmente se encuentra recogido en el Real Decreto 783/2001 por el que se

aprueba el Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes. Este

Reglamento recoge los límites de dosis tanto para personal profesionalmente expuesto

como para personal en formación y estudiantes así como para público en general.

Para trabajadores profesionalmente expuestos, resulta un límite de dosis efectiva de

100 mSv durante todo periodo de cinco años oficiales (de enero a diciembre), sujeto

además a una dosis efectiva máxima de 50 mSv en cualquier año oficial. Además, también

se imponen limitaciones específicas a tres órganos o zonas de cuerpo:


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• El cristalino: límite de dosis equivalente de 150 mSv por año oficial.

• La piel: límite de dosis equivalente de 500 mSv por año oficial. Dicho límite se

aplicará a la dosis promediada sobre cualquier superficie de 1 cm², con

independencia de la zona expuesta.

• Las manos, antebrazos, pies y tobillos: 500 mSv por año oficial.

Los límites de dosis para las personas en formación y estudiantes mayores de 18

años que durante sus estudios tengan que utilizar fuentes, el límite de dosis será el

mismo que el de los trabajadores expuestos.

Límites Máximos de dosis para el personal profesionalmente expuesto

Limite de dosis efectiva 100 mSv durante todo periodo de 5 años oficiales

y 50 mSv en un año oficial

Límite de dosis equivalente al

cristalino 150 mSv

Límite de dosis equivalente a

la piel 500 mSv en un año oficial (1)

Límite de dosis en

extremidades 500 mSv en un año oficial


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Límites de dosis para usuarios de zonas vigiladas (Clase B)

Limite de dosis efectiva 30 mSv durante todo periodo de 5 años oficiales y

15 mSv en un año oficial


cristalino 45 mSv


la piel 150 mSv en un año oficial (1)

Límite de dosis en

extremidades 150 mSv en un año oficial

Límites de dosis para los miembros del público

Limite de dosis efectiva 1 mSv por año oficial y en circunstancias

especiales (1) 5 mSv en 5 años oficiales.


cristalino 15 mSv


la piel

50 mSv en un año oficial (2)

2) Valor promediado sobre cualquier superficie cutánea de 1 cm2, con independencia de la superficie expuesta

II.5.4.- PROTECCIÓN ESPECIAL DURANTE EL EMBARAZO Y LA LACTANCIA.

Las usuarias de radiactividad están obligadas a informar al supervisor de la

instalación si están embarazadas o son gestantes ya que la protección del feto y del

lactante es similar a la de los miembros del público. Las condiciones de trabajo deben


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asegurar que la dosis al feto desde la notificación del embarazo al final de la gestación no

exceda de 1 mSv. Este límite de dosis se aplica exclusivamente al feto y no es

directamente comparable con la dosis registrada en el dosímetro personal de la trabajadora

embarazada. Por ello, a efectos prácticos, y para exposición a radiación externa, se puede

considerar que 1 mSv al feto es comparable a una dosis de 2 mSv en la superficie del

abdomen.

La declaración de embarazo no implica que las mujeres gestantes o en periodo de

lactancia tengan que evitar el trabajo en presencia de radiaciones, pero es necesario

evaluar cuidadosamente el trabajo y las condiciones en que se realiza para que se asegure

el cumplimiento del citado límite. Como recomendación se procurará evitar que la mujer

gestante o en periodo de lactancia trabaje con material radiactivo.

II.6.- CLASIFICACIÓN Y DELIMITACIÓN DE ZONAS

El titular de la actividad debe clasificar los lugares de trabajo, considerando el riesgo

de exposición y la probabilidad y magnitud de las exposiciones potenciales, en las

siguientes zonas:

• Zona controlada. Zona en la que exista la posibilidad de recibir dosis efectivas

superiores a 6 mSv/año oficial o una dosis equivalente superior a 3/10 de los

límites de dosis equivalentes para cristalino, piel y extremidades. También tienen

esta consideración las zonas en las que sea necesario seguir procedimientos de

trabajo, ya sea para restringir la exposición, evitar la dispersión de contaminación

radiactiva o prevenir o limitar la probabilidad y magnitud de accidentes

radiológicos o sus consecuencias. Se señaliza con un trébol verde sobre fondo

blanco.

Las zonas controladas se pueden subdividir en:


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o Zona de permanencia limitada. Zona en la que existe el riesgo de recibir

una dosis superior a los límites anuales de dosis. Se señaliza con un trébol

amarillo sobre fondo blanco.

o Zona de permanencia reglamentada. Zona en la que existe el riesgo de

recibir en cortos periodos de tiempo una dosis superior a los límites de

dosis. Se señaliza con un trébol naranja sobre fondo blanco.

o Zona de acceso prohibido. Zona en la que hay riesgo de recibir, en una

exposición única, dosis superiores a los límites anuales de dosis. Se

señaliza con un trébol rojo sobre fondo blanco.

• Zona vigilada. Zona en la que, no siendo zona controlada, exista la posibilidad de

recibir dosis efectivas superiores a 1 mSv/año oficial o una dosis equivalente

superior a 1/10 de los límites de dosis equivalente para cristalino, piel y

extremidades. Se señaliza con un trébol gris/azulado sobre fondo blanco.

En caso de que el riesgo fuera solamente de irradiación externa, el trébol va bordeado

de puntas radiales y si fuera de contaminación radiactiva el trébol está bordeado por un

campo punteado. Sí se presentan los dos riesgos conjuntamente el trébol está bordeado con

puntas radiales sobre campo punteado.


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PARTE 3.- NORMAS DE TRABAJO EN EL LABORATORIO DE

RADIOISÓTOPOS

III.1.- INTRODUCCIÓN

El laboratorio de Radioisótopos pertenece a la Instalación Radiactiva de la

Universidad de Málaga autorizada con la referencia IR/MA-13/80 (IRA-0940) para usar

radionucleidos no encapsulados y un equipo de rayos X de la firma TROPHY, modelo

IRIX 70, para docencia e investigación.

En la Instalación Radiactiva está autorizado el máximo de actividad y los isótopos

reflejados en la tabla siguiente:

ACTIVIDAD RADIONUCLEIDO

MBq mCi

Hidrógeno - 3 (Tritio) 370 10

Carbono - 14 222 6

Fósforo - 32 111,37 3,01

Azufre - 35 37,37 1,01

Calcio - 45 37 1

Cobalto - 57 0,37 0,01

Estroncio - 90 18,5 0,5

Iodo - 125 40,7 1,1

Cesio - 137 37 1


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El equipo de rayos X, que está instalado en el quirófano experimental del

animalario situado en la Facultad de Medicina, trabaja con 70 kV de tensión de pico y 8

mA de intensidad máxima.

III.2.- USUARIOS DE LA INSTALACIÓN

Las personas que precisen trabajar en el laboratorio de radioisótopos, profesores o

investigadores, deben contactar con el supervisor de la instalación y presentar las

solicitudes por escrito, de acuerdo a los modelos existentes, tanto al Director de los

Servicios de Investigación como al supervisor. Estas solicitudes deben estar firmadas por

el responsable del usuario que será necesariamente un profesor de la Universidad.

Los usuarios reciben copia de este manual de radioprotección que deben leer

cuidadosamente antes de iniciar el trabajo. Si se estima necesario se someterán a una

prueba para comprobar que tienen los conocimientos necesarios para poder trabajar como

usuario en la instalación.

Las personas que inicien el trabajo en el laboratorio serán entrenadas tanto en las

técnicas experimentales como en el uso del material radiactivo por un tutor con

experiencia previa.

III.3.- COMPRAS DE MATERIAL RADIACTIVO

Todas las compras de material radiactivo serán gestionadas por el laboratorio de

Radioisótopos para lo que se deben solicitar con suficiente antelación. En los casos en que

sea necesario, como ocurre con el P-32, se compartirán los productos para no sobrepasar el

límite impuesto a la instalación. La recepción e inspección del material radiactivo tendrá

lugar exclusivamente en el laboratorio de Radioisótopos. Es responsabilidad del supervisor

la apertura y comprobación del estado del envío.


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III.4.- HORARIOS DE TRABAJO.

De acuerdo con la autorización de la Instalación, sólo pueden trabajar con material

radiactivo las personas que tengan licencia de operador o de supervisor aunque quedan

exentos los investigadores o estudiantes que trabajen esporádicamente y siempre que

trabajen en presencia de un operador o supervisor. En consecuencia, sólo está autorizado

trabajar con material radiactivo en horario normal y queda terminantemente prohibido el

trabajo de noche o en fines de semana.

Esta norma se aplica cuando se trabaja con cantidades que superan o son del orden

de los límites de exención. En los métodos de trabajo se establece en que momentos no se

superan estos límites y se puede trabajar sin supervisión. En general no es adecuado

trabajar en solitario en laboratorios y este criterio se hace más restrictivo cuando se

manipulan sustancias radiactivas aunque no se superan los límites de exención.

III.5.- NORMAS GENERALES DE TRABAJO Las siguientes normas son de obligado cumplimiento a la hora de trabajar en la

instalación:

Anotar, antes de iniciar el trabajo, los datos requeridos en el Diario de Usuarios.

Esto permitirá al supervisor llevar el diario de operaciones obligatorio.

Es necesario seguir las normas generales de seguridad del laboratorio,

especialmente las que se indican a continuación.


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Normas Generales de Seguridad

1

Esta prohibido comer, beber, fumar o la aplicación de cosméticos en los

laboratorios donde se manipule radiactividad.

2

No introducir objetos personales en el área donde s e manipulan productos

radiactivos.

3

Usar ropa de laboratorio y guantes de latex o PET c uando se trabaje con

productos radiactivos.

4

Lavarse las manos cuidadosamente después de trabaja r con productos

radiactivos, aunque no se detecte contaminación.

5

Las personas con heridas abiertas no pueden manipul ar productos

radiactivos.

6

Trabajar con el material radiactivo en una zona exc lusiva , sobre papel

absorbente y bandejas.

7

Trabajar en campana de gases cuando se use un radio nucleido volátil (e.g.

iodo) o se caliente una solución radiactiva.

8

Usar las pantallas protectoras de radiación cuando sea necesario. Usar

gafas protectoras o bien trabajar protegidos por un a pantalla de

metacrilato, aunque la radiación no lo requiera, co mo protección contra las

proyecciones.

9

Usar los dosímetros personales o rotativos cuando l o requiere el trabajo.


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10

Mantener en todo momento una limpieza escrupulosa e n el área de trabajo.

Las contaminaciones y manchas pequeñas se deben li mpiar de inmediato.

11

Comprobar la ausencia de contaminación en la zona d e trabajo, aparatos,

guantes, etc. al iniciar el trabajo, frecuentemente durante el trabajo y al

finalizar.

12

Mantener los residuos radiactivos en contenedores c errados. Evitar la

acumulación de material radiactivo en los laborator ios. Almacenar todo el

que no este en uso en las áreas designadas.

13

Identificar, excepto los que se sean de uso inmedia to, todos los

contenedores con material radiactivo. Indicar isóto po, cantidad y fecha.

14

Transportar el material radiactivo de forma que se impidan derrames.

15

No mezclar residuos sólidos y líquidos.

16

No dejar objetos cortantes o punzantes en las bolsa s de residuos

El uso de batas de laboratorio y guantes ayuda a proteger a los usuarios de material

radiactivo contra exposiciones accidentales de la piel, la descontaminación de ésta es

incómoda y difícil. Los guantes contaminados son una fuente de contaminación tanto

personal como de zonas y equipos, por eso es importante dejar todos los objetos

personales fuera del laboratorio. Es necesario chequear frecuentemente los guantes para

comprobar que están limpios y si los guantes están contaminados existe una gran

probabilidad de dispersar la contaminación. La norma es eliminar los guantes

contaminados, como residuo sólido, antes de cualquier otra operación. Al usar doble

guante se previene la contaminación de las manos al quitarse los guantes.

Una de las etapas de mayor exposición ocurre cuando se transfiere una alícuota de

la solución madre al tubo de trabajo, desde el momento de abrir el contenedor las manos


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quedan expuestas a una alta radiación y en el momento de sacar la alícuota uno mira para

verificar lo que esta sacando. Es aconsejable, para minimizar el impacto de la radiación

sobre las manos y los ojos, el uso de micropipetas y gafas protectoras o cuando sea

necesario trabajar con pantallas de metacrilato junto a precisión y rapidez en esta

operación.

III.5.1.- RIESGO BIOLÓGICO

Actualmente la Instalación Radiactiva de la Universidad de Málagas no dispone de

instalaciones adecuadas para manipular muestras biológicas que presenten riesgo de

infectividad, ni es posible la retirada de residuos de esta clase. Todos los usuarios que

trabajen en el laboratorio de Radioisótopos o dejen residuos radiactivos para gestión

interna o para ENRESA asumen expresamente que su trabajo o los residuos generados no

representan riesgo infeccioso alguno en su manipulación.

III.5.2.- CONTROL DE LA CONTAMINACIÓN

Trabajar siempre sobre hojas de material absorbente (papel con la parte inferior

plastificada) o sobre bandejas para acotar el riesgo de contaminación. Preparar todo el

material necesario para el proceso antes de iniciar el trabajo y usar doble guante

desechable.

Comprobar con los minimonitores la contaminación personal, de la zona y del

equipo; antes, durante y al finalizar el trabajo.

Chequear la contaminación de zonas y equipos antes de iniciar el trabajo. La última

persona que ha trabajado en un lugar o con un equipo en el que se detecte contaminación

es responsable de la descontaminación. Al terminar el trabajo chequear cuidadosamente y

descontaminar si es necesario.


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III.6.- MONITORES DE CONTAMINACIÓN Y RADIACIÓN

El laboratorio de Radioisótopos tiene los siguientes monitores portátiles de

radiación y contaminación:

• Monitores portátiles modelo EP15, tipo Geiger, preparados para medir

contaminación superficial con emisores beta. Mide, tanto emisores de alta

energía (P-32, Sr-90) como emisores de energía media (C-14, S-35, Ca-45),

en cuentas por segundo (cps).

• Monitor portátil modelo 900D, tipo Geiger Muller, preparado para medir

radiación como tasa de dosis en microSv/h. Este monitor mide tanto

radiación gamma como beta superior a 150 keV. Cuando mide beta y

gamma juntos puede sobreestimar la dosis.

• Monitor portátil de centelleo con cristal sólido, modelo 44A, adaptado para

medir la contaminación con emisores de radiación gamma y rayos X. (Cs-

137, I-125). Este monitor no es adecuado para medir emisores beta. Mide

en cps.

III.6.1.- MANEJO DE LOS MINIMONITORES:

• Antes de usar los minimonitores comprobar el estado de las pilas.

• Los monitores son equipos frágiles y delicados por lo que se usarán

cuidadosamente. No se puede tocar la ventana del detector que es muy frágil y es

necesario evitar que se contaminen. Es usual colocar una protección de plástico,

para evitar contaminaciones, en los monitores que se usan para detectar P-32. Estas

barreras pueden afectar la medida de los isótopos beta de menor energía como el

C-14 o S-35 y para detectarlos hay que eliminar las barreras que puedan interferir.


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• No es posible medir la contaminación con Tritio mediante monitores portátiles ya

que la radiación emitida no tiene suficiente energía para atravesar la ventana del

detector.

• Cuando se use el monitor para control de la dosis recibida por un usuario, el

monitor debe situarse en una posición equivalente, detrás de las pantallas y orientado hacia

la fuente.

Detalle de los minimonitores.

III.6.2.- ENSAYO DE FROTIS PARA DETECTAR TRITIO (H- 3) y CARBONO (C-14)

Consiste en frotar una parte (aproximadamente 900 cm2) de la superficie con un

papel humedecido con un disolvente que sea adecuado para el isótopo que se quiere

detectar. La actividad extraída, que suele ser el 20 a 30% del total, se mide en el contador

de centelleo. Este ensayo detecta toda la radiactividad presente.


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III.7.- TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO

Cuando se transporta material radiactivo, siempre bajo el control del supervisor,

entre edificios o laboratorios hay que asegurar que no se pueden producir accidentes que

expongan al público a radiación. Lo más simple es llevar el material radiactivo en los

mismos viales en los que se recibe el material radiactivo, que ya tienen el blindaje

adecuado. Estos viales se deben transportar dentro de un contenedor con papel absorbente

etiquetado con el nombre del radionucleido, fecha, actividad y la persona responsable del

producto.

III.8.- DOSIMETRÍA

En el laboratorio de radioisótopos hay dosímetros de área que permite controlar la

dosis recibida por los usuarios en general y dosímetros personales de solapa. Son

dosímetros de termoluminiscencia que se controlan mensualmente en un centro autorizado

por el CSN. Las dosis leídas se exponen en el laboratorio durante un mes y se archivan.

Todos los usuarios de los que se haya estimado la dosis mediante dosímetros personales o

rotativos tienen un historial dosimétrico del que pueden pedir certificación. Por otra parte

es obligatorio comunicar, al darse de alta como usuario de material radiactivo, las dosis

recibidas previamente o si se trabaja en otra instalación radiactiva.

Debe poseer dosímetro toda persona que trabaje con material radiactivo de los

siguientes radioisótopos: P-32; I-125; Sr-90 y Cs-137.

Los dosímetros son personales e intransferibles. No se pueden dejar a otra persona.

El dosímetro personal se coloca en la zona del tronco más expuesta, generalmente

en el bolsillo superior, sobre la bata. Es importante que siempre se mantenga frontal, la

posición no es indiferente, y detrás de los sistemas de protección empleados tales como las

pantallas de metacrilato.


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Los dosímetros, cuando no se usan, se deben guardar en un lugar cerrado,

protegidos de la luz y el calor y donde solo exista radiactividad de fondo. Cada persona es

responsable del buen uso de su dosímetro.

Si se pierde un dosímetro o se contamina accidentalmente se debe comunicar al

supervisor de la instalación. El cambio de dosímetros se realiza mensualmente, entre los

días 1 a 3 de cada mes.

III.9.- USO DE EQUIPOS DEL LABORATORIO

III.9.1.- CONTADORES DE CENTELLEO

Las muestras en el contador de centelleo deben estar identificadas. No dejar nunca

muestras de P-32 o similares sin indicarlo en el exterior.

Es posible reservar el uso del contador de centelleo durante periodos fijos si lo

exige el protocolo experimental y se avisa con tiempo suficiente.

Es muy importante no contaminar el contador, para ello hay que tener especial

cuidado con cerrar muy bien los viales.


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Se realizan calibraciones periódicas del equipo tal como se describe en el manual.

Los viales necesarios están a disposición de quien desee calibrar o comprobar el equipo

antes de medir.

III.9.2.- MUESTRAS DE FRÍO O CONGELADAS

Las muestras en el frigorífico o en el congelador tendrán escritos los siguientes

datos: Usuario; isótopo, fecha y fecha de eliminación. Estas muestras se revisarán

periódicamente y las muestras que no estén correctamente identificadas se eliminaran.

III.9.3.-HORNOS DE HIBRIDACIÓN

Es necesario reservar con antelación los hornos de hibridación. Quien tenga la

reserva tendrá prioridad para usarlos aunque se deberán compartir si las condiciones de

trabajo lo permiten.

Conviene chequear los tubos y tapones antes de usarlos y comprobar que no se

producen escapes para evitar la contaminación del horno.


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III.9.4.-SECADOR DE GELES

Antes de usar el secador de geles es necesario colocar correctamente la trampa fría

y, al finalizar, eliminar como residuos los líquidos recogidos. Si el filtro de salida de gases

no funciona correctamente y se detectan humos avisar al supervisor.

III.10.- INCIDENTES CON MATERIAL RADIACTIVO III.10.1.- INCIDENTES Y PROTOCOLOS DE ACTUACIÓN

Los siguientes incidentes serán comunicados inmediatamente al supervisor, o en su

lugar al responsable del trabajo:

• Contaminación de la piel o interna de personas.

• Perdida de material radiactivo.

• Derrames de material radiactivo superiores a 50 µCi de cualquier isótopo.

• Derrames de cantidades superiores a 10 µCi de P32 o 1µCi de Sr90 o Cs137.

• Accidentes (fuego y otros) que puedan suponer descontrol de material

radiactivo y perdida de seguridad.

Incidentes menores.

Son los incidentes que no impliquen contaminación de personas y en general

menos de 50 µCi de material radiactivo (menos de 10 µCi de P32 o menos de 1µCi de Sr90

o Cs137) Se tomarán las siguientes medidas:

• Avisar a los restantes usuarios del peligro para que permanezcan fuera del

área contaminada.

• Colocar papel absorbente sobre el líquido derramado.

• Apantallar para reducir la radiación si el radioligando lo requiere.

• Ser cuidadoso para no dispersar la contaminación por las restantes zonas.


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• Usar dobles guantes para prevenir la contaminación de las manos.

• Chequear la zona y equipo antes de descontaminar.

• Avisar al supervisor si necesita ayuda y comunicar el incidente.

III.10.2.- DESCONTAMINACIÓN

Como norma básica, se debe mantener el ambiente de trabajo y equipo tan limpio

como sea razonablemente posible para conseguir que las dosis recibidas sean mínimas.

La última persona que ha trabajado en un lugar o con un equipo en el que se

detecte contaminación es responsable de la descontaminación.

Al trabajar sobre hojas de papel plastificado se reduce la zona afectada por la

contaminación. El papel contaminado se elimina como residuo radiactivo sólido. Es

conveniente recortar la zona de papel contaminada para reducir la cantidad de residuos

radiactivos.

Limpiar inmediatamente el material contaminado con detergente especial, Decon

90, o similar, diluido al 2-3%. Si se deja secar el material contaminado puede ser

imposible descontaminarlo. Apantallar el material contaminado si la radiación es

apreciable.

III.11.- GESTIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS

Se considera residuo radiactivo todo el material contaminado con isótopos

radiactivos que no tenga uso previsible.

Todo el procedimiento de gestión y control de los residuos radiactivos se encuentra

en el “Programa de gestión y eliminación de residuos radiactivos dela IR-0940” elaborado


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a requerimientos del CSN de acuerdo a la orden ministerial ECO 1449/2003, desarrollada

en la la guía de Seguridad 9.2 del CSN.

El primer paso en la gestión de los residuos que se producen en una instalación

radiactiva es la segregación de los mismos. En el trabajo de laboratorio se determina en

cada método la gestión previa de los residuos generados para facilitar su segregación y

evitar que los residuos radiactivos existentes en el laboratorio supongan riesgos

radiológicos inaceptables para los trabajadores, para el público ni para el medio ambiente.

En general se siguen en el trabajo de laboratorio las siguientes normas:

• Si el nivel de actividad del material residual es muy bajo, indetectable, el

residuo se eliminará como los residuos o basuras de laboratorio.

• En cada método se determina que tipo de residuos son radiactivos pero a

vía de ejemplo: No es residuo radiactivo un papel contaminado con 10 cpm o menos y se

puede eliminar en la cubeta blanca..

• Todos los materiales o productos de desecho, para los que no está

previsto ningún uso, que contienen o están contaminados con material radiactivo se

consideran residuos radiactivos que se gestionan de acuerdo a sus características.

• Es muy importante tener en cuenta que no es posible asumir riesgos

biológicos con los residuos que entren o se generen en la instalación radiactiva.

III.11.1.1.- Residuos de P-32

Los residuos líquidos con P-32 se recogen en botes de plástico de 2 litros que se

mantienen apantallados en cajas de metacrilato. Los residuos sólidos se recogen en bolsas

dentro de cajas similares de metacrilato. Estos residuos se conservan en el almacén de

residuos hasta que decaen.


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III.11.1.2.- Residuos de vida media corta

Los restantes residuos de vida media menor de 2 meses se tratan de forma similar a

los residuos de P-32. Dado que se producen cantidades pequeñas en cada caso se

determinará la forma concreta de gestión.

III.11.1.3.- Residuos con isótopos de vida media o larga (H-3, C-14, S-35)

Las normas que se indican a continuación son generales para todos los residuos

que evacua ENRESA.

• Los sólidos compactables sin objetos punzantes se acumulan en bolsas

de ENRESA que se solicitan, normalmente hay en uso, en el departamento de

radiactividad. Las bolsas se etiquetan e identifican indicando el isótopo que contienen, la

actividad estimada, la fecha de cierre y el departamento de origen.

• Los objetos punzantes, agujas de inyectables y objetos cortantes

tienen que ir en los contenedores especiales, en cajas o en botes de plástico.

• Separar los líquidos acuosos y los líquidos orgánicos que se almacenan

en contenedores ("lecheras") de ENRESA. Estos contenedores no resisten el pH ácido por

lo que es necesario que los líquidos acuosos estén próximos al pH neutro.

• Los viales llenos con el líquido de centelleo se acumulan en bolsas

dobles de ENRESA. Las bolsas se etiquetan e identifican indicando el isótopo que

contienen, la actividad estimada, la fecha de cierre y el departamento de origen. Es

aconsejable colocar papel de filtro u otro absorbente en el fondo de la bolsa para evitar que

se acumule líquido. Las bolsas son inspeccionadas por ENRESA antes de su evacuación y

si son rechazadas se devolverán a su origen. Es importante cerrar bien los viales de

centelleo y no usar rotuladores gruesos ni de colores en los viales. Normalmente hay


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bolsas o unidades de contención preparadas en el laboratorio de radioisótopos. En caso de

necesitar nuevos se solicitan al responsable del laboratorio.

III.11.1.4.- Residuos de Cs-137 o similares (emisores gamma).

Este isótopo requiere un blindaje especial, pero en las concentraciones en las que

se trabaja habitualmente, menos de 20 Bq/ml, el blindaje no es necesario. Es importante no

acumular residuos de estos isótopos en el laboratorio y es preferible mantenerlos en el

almacén de residuos. ENRESA no evacua, al menos en el procedimiento normal, los

residuos de Cs-137 si la radiación en superficie supera de 3 a 5 mSv/h.


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III.11.2.- CLASIFICACIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVO S.

ISOTOPOS Tipo Actividad Contenedor Protección Gestión

Sólidos Bolsa Enresa ENRESA

Sólidos punzantes

Caja especial ENRESA

Líquidos acuosos

Contenedor

Enresa ENRESA

Líquidos orgánicos

Contenedor

Enresa ENRESA

H-3, C-14

Viales de centelleo

Doble bolsa

Enresa ENRESA

Sólidos < 5 microCi Bolsa hermética Propia I-125 Líquidos < 100 Bq/ml Bote sellado Propia

Sólidos Bolsa Enresa ENRESA S-35, Ca-45

Líquidos Bote Propia

Sólidos Bolsa

Metacrilato y almacén

Propia

P-32 Líquidos Bote

Metacrilato y almacén

Propia

Sólidos

< 20

Bq/gramo

Bolsa Enresa

Almacén

ENRESA

Líquidos < 20

Bq/gramo Contenedor

Enresa Almacén ENRESA

Cs-137, Sr-90

Varios > 20

Bq/gramo Botes

Metacrilato y taquilla plomada

ENRESA


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ANEXO I.- LEGISLACIÓN APLICABLE

A continuación se muestran las principales leyes y reglamentos de aplicación en

una instalación radiactiva.

Ley sobre Energía Nuclear, de 29 de abril de 1964 (Ley 25/1964).

Ley de creación del Consejo de Seguridad Nuclear, de 22 de abril de 1980 (Ley

15/1980).

Ley de Tasas y Precios Públicos por servicios prestados por el Consejo de Seguridad

Nuclear, de 4 de mayo de 1999 (Ley 14/1999).

•••• Estatuto del Consejo de Seguridad Nuclear

Real Decreto 1157/1982, de 30 de abril, por el que se aprueba el Estatuto del Consejo de

Seguridad Nuclear. Publicado en el BOE nº 135 de 7 de junio de 1982.

•••• Reglamento sobre Protección Sanitaria contra radiaciones ionizantes

Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el que se aprueba el Reglamento sobre

protección sanitaria contra radiaciones ionizantes. Publicado en el BOE (26/07/2001).

•••• Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas

Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre

Instalaciones Nucleares y Radiactivas. Publicado en el BOE (31/12/1999).

•••• Protección radiológica


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- Real Decreto 1132/90 de 14 de septiembre, por el que se establecen medidas

fundamentales de protección radiológica de las personas sometidas a exámenes y

tratamientos médicos (BOE 18/09/1990).

- Real Decreto 413/1997 de 21 de marzo, sobre protección operacional de los trabajadores

externos con riesgo de exposición a radiaciones ionizantes por intervención en zona

controlada (BOE 16/04/1997).

- Real Decreto 1841/1997 de 5 de diciembre, por el que se establecen los Criterios de

Calidad en Medicina Nuclear (BOE 19/12/1997).

- Real Decreto 1566/1998 de 17 de julio, por el que se establecen los Criterios de Calidad

en Radioterapia (BOE 28/08/1998).

- Real Decreto 1976/1999 de 23 de diciembre, por el que se establecen los Criterios de

Calidad en Radiodiagnóstico (BOE 29/12/1999).

- Real Decreto 815/2001 de 13 de julio sobre justificación del uso de las radiaciones

ionizantes para la protección radiológica de las personas con ocasión de exposiciones

médicas (BOE 14/07/2001).

•••• Reglamento sobre Aparatos de Rayos X

Real Decreto 1891/1991 ,de 30 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre

Aparatos de Rayos X (BOE 03/01/1992).

- Modificación: Real Decreto 445/1994, de 11 de marzo (BOE 22/04/1994), por el que se

amplía el plazo contenido en las disposiciones transitorias cuarta y quinta de este

reglamento.


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ANEXO II. GLOSARIO

Actividad (radiactividad) - número de transformaciones nucleares espontáneas que se

producen por unidad de tiempo en un radionucleido. Usualmente se mide en Curios (Ci)

aunque la unidad de actividad en el Sistema Internacional es el Becquerelio (Bq) que

corresponde a una desintegración por segundo.

Actividad específica - la radiactividad por unidad de masa de un compuesto.

Normalmente se expresa como mCi/mg o como mCi/mmol.

Bremsstrahlung - radiación electromagnética (rayos x) producida cuando partículas

cargadas interactúan con la materia. En la práctica se asocia con partículas Beta

interactuando con materiales de alto peso molecular, así como P-32 interactuando con

plomo.

Calibración – conjunto de operaciones realizadas por laboratorios cualificados, mediante

las que se pueden establecer la relación entre los valores indicados por un sistema de

medida y los valores reales.

Captura electrónica – la transformación radiactiva en la que un núcleo absorbe un

electrón de un orbital interno. Los restantes electrones externos se reestructuran y liberan

energía como radiación electromagnética gamma o rayos X.

Concentración de radiactividad - la radiactividad por unidad de masa o unidad de

volumen. Normalmente se expresa como radiactividad por unidad de volumen (Bq/ml) o

/mCi/ml). No debe confundirse con actividad específica.

Contador de centelleo – un detector que cuenta los fotones producidos por la radiación

ionizante en un líquido o cristal de centelleo mediante un tubo foto multiplicador.


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Contaminación radiactiva – material radiactivo sin control que se distribuye por

superficies, equipo o personas. En el caso de las personas puede ser contaminación externa

o cutánea, cuando se ha depositado en el exterior, o interna cuando los radionucleidos han

penetrado en el organismo por cualquier vía.

Decaer – perdida de radiactividad como consecuencia del tiempo.

Descontaminación – reducción, eliminación o limpieza de la contaminación de una

superficie, objeto o persona. Se puede realizar mediante lavados con detergentes

adecuados o se puede mantener aislado el objeto hasta que la radiactividad decae.

Dosímetro - dispositivo, instrumento o sistema que puede utilizarse para medir o evaluar

la dosis absorbida o equivalente.

Dosimetría – medida de las dosis de radiación.

Dosis absorbida -es la cantidad de energía cedida por la radiación ionizante a la materia

por unidad de masa. En el Sistema Internacional la unidad de dosis absorbida es el Gray

(Gy) que equivale a 1J/Kg. También se usa el RAD (1 Gray = 100 RASD).

Dosis efectiva - suma ponderada de las dosis equivalentes medias, recibidas en los

distintos órganos o tejidos.

Dosis equivalente - producto de la dosis absorbida por factores modificantes (N) que

tienen en cuenta las características de la radiación y la distribución de los radionucleidos.

Para el tipo de radiaciones utilizadas en el laboratorio la dosis efectiva y la dosis

equivalentes son iguales. Cuando en este Manual se utiliza sólo la palabra "dosis" se trata

siempre de "dosis equivalente". La unidad de dosis equivalente en el Sistema Internacional

es el Sievert (Sv).


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Dosis equivalente comprometida [HT(t)] - integral respecto al tiempo t de la tasa de

dosis equivalente en un tejido u órgano T que recibirá un individuo como consecuencia de

una incorporación. Al especificar HT(t), t viene dado en años. Cuando no se especifica el

valor de t, se sobreentiende un período de cincuenta años para adultos o de un máximo de

setenta años para niños. La unidad de la dosis equivalente comprometida es el Sievert.

Límites de dosis - límites fijados en el Reglamento sobre Protección Sanitaria contra

Radiaciones Ionizantes, para la dosis resultante de la exposición de los trabajadores

profesionalmente expuestos y los miembros del público, no teniendo en cuenta la dosis

debida al fondo natural y a las exploraciones médicas a que hayan podido ser sometidos.

Límite de incorporación anual - actividad máxima de un radionucleido que puede ser

incorporada anualmente.

Efectos biológicos no estocásticos (deterministas) - son los que se caracterizan por una

relación directa entre la dosis y el efecto. Se manifiestan cuando la dosis recibida supera

un determinado valor, dosis umbral. Su gravedad depende de la dosis recibida.

Efectos biológicos estocásticos (probabilísticos) - son los que presentan una relación

dosis-efecto de naturaleza probabilística. No presentan dosis umbral, la probabilidad

depende de la dosis y la gravedad es independiente de esta.

Efluentes radiactivos - residuos radiactivos evacuados en forma líquida o gaseosa.

Electronvoltio (eV) - unidad de energía igual a la energía cinética adquirida por un

electrón cuando se acelera en un campo con un potencial de 1 voltio. (1 eV = 1.6 x10-19 J).

Espectro electromagnético - La radiación electromagnética es una forma de transporte

de energía que no necesita de un soporte material. La radiación electromagnética más

conocida es la luz visible. Sin embargo, la radiación electromagnética incluye, además las


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ondas de radio, microondas, rayos X, etc. Todos estos tipos de radiaciones

electromagnéticas, son de la misma naturaleza diferenciándose en su frecuencia y por

tanto en su energía. El conjunto de todas estas radiaciones constituyen el espectro

electromagnético.

Espesor de semireducción – espesor de un material que reduce un 50% la intensidad de

una radiación γ, o los rayos X. Las ondas electromagnéticas de muy alta frecuencia no

chocan con la materia aunque se atenúan por interacción con esta. Esto las diferencia de

las partículas β, que al chocar con la materia se detienen.

Exposición (irradiación) – estar expuesto a radiaciones ionizantes o material radiactivo.

Fondo radiactivo natural – conjunto de radiaciones ionizantes que existen en la

naturaleza y que provienen de fuentes naturales terrestres o cósmicas.


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De la radiación cósmica, que procede del espacio, sólo llega al suelo una fracción,

ya que en su mayor parte, es detenida por la atmósfera. En consecuencia, la latitud es

determinante de la dosis recibida, de forma tal que en la cima de una montaña o viajando

en un avión se recibe mayor cantidad de radiación cósmica que al nivel del mar: por

ejemplo, las tripulaciones aéreas pasan gran parte de su vida en altitudes en las que la

radiación cósmica es 20 veces mayor que la radiación media de fondo.

La radiación de fondo debida al gas radón, procedente de la desintegración del

metal radio contenido en algunas rocas, fundamentalmente graníticas, también varía

sustancialmente dependiendo de la localización. El radón surge por emanación de las rocas

lo que posibilita, por ejemplo, que se formen grandes concentraciones en el interior de las

viviendas construidas en determinados sitios o con ciertos materiales, sobre todo si la

ventilación es insuficiente. En estos casos, la concentración de radón puede ser cientos de

veces superior a la del exterior.

Frotis – procedimiento para detectar contaminación sobre una superficie. Consiste en

frotar la superficie con un pequeño papel impregnado en un disolvente adecuado y medir

la radiactividad extraída, habitualmente con un contador de centelleo. Es útil para detectar

H-3 y bajos niveles de emisores β blandos como el C-14 y el S-35.

Fuente - aparato o sustancia capaz de emitir radiaciones ionizantes. Pueden ser naturales,

cuando están presentes en la naturaleza o artificiales.

Fuente encapsulada - fuentes con sustancias radiactivas incorporadas a un sistema o

envueltas de material inactivo que evitan, en condiciones normales, la dispersión del

material radiactivo. La manipulación de estas fuentes limita la exposición a la irradiación.

Fuente no encapsulada - fuente que permiten la dispersión de la sustancia radiactiva.

Implican riesgo de irradiación y contaminación.


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Gray (Gy) - unidad de dosis absorbida. Un gray es igual a un julio por kilogramo: 1Gy =

1 J·kg-1

Geiger-Muller (GM) – un detector de radiación que consiste en un tubo con electrodos y

lleno de un gas. Cuando la radiación ioniza el gas interno se produce una descarga

eléctrica entre los electrodos que se puede medir o contar. El número de descargas es

proporcional a la intensidad de la radiación.

Ionización – átomos que pierden o ganan electrones para formar iones.

Isótopos – (Nucleido - Nuclide ) – son aquellos átomos que difieren en la masa pero no

en su carga nuclear. Los isótopos tienen las mismas características químicas pero pueden

ser estables o inestables y radioactivos.

Límites de dosis – valores máximos fijados en el "Reglamento sobre protección sanitaria

contra las radiaciones ionizantes" para las dosis resultantes de la exposición de los

trabajadores expuestos, personas en formación, estudiantes y miembros del público.

Neutrón - es una partícula sin carga eléctrica que tiene , como el protón, una unidad de

masa atómica. En la emisión de neutrones se conservan las características químicas del

átomo pero la masa atómica disminuye en una unidad.

Nivel de referencia - nivel de referencia es un valor, de una cierta magnitud física, que

sirve para decidir la conducta a seguir cuando se supera dicho valor o se prevé que va a

superarse. Bajo ningún concepto se puede considerar como un límite.

Pantalla (Shielding material ) - material que se interpone en el trayecto de la radiación

para reducir la intensidad de la radiación y en algunos casos eliminarla.

Partícula αααα - una partícula fuertemente ionizada que tiene una masa y una carga similar a

un núcleo de helio. Contiene 2 protones y dos neutrones.


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Partícula ββββ - una partícula cargada emitida por el núcleo con la misma masa del electrón.

Si la carga es negativa es igual al electrón y si positiva es un positrón.

Período de semidesintegración (T1/2) - el tiempo necesario para que la mitad de los

isótopos radiactivos presentes en una sustancia se desintegren. Es una propiedad

estadística de cada radionucleido independiente de las condiciones físicas y químicas.

Protones – partículas del núcleo de masa atómica unidad y carga positiva.

Radiación – energía transmitida en forma de partículas de alta velocidad y/o ondas

electromagnéticas.

Radiación no ionizante – radiación sin energía suficiente para formar iones.

Radiación ionizante – transferencia de energía en forma de partículas o radiación

electromagnética con suficiente energía para producir iones directa o indirectamente. Las

ondas electromagnéticas ionizantes tienen una longitud de onda igual o inferior a 100

nanometros lo que equivale a una frecuencia igual o superior a 3045 hertzios. La radiación

ionizante puede ser de las siguientes clases:

Radiación alfa está formada por partículas pesadas, similares al núcleo de helio,

integradas por dos protones y dos neutrones y se genera por desintegración de átomos de

elementos pesados como uranio, radio, radón, plutonio, etc..

• Energía: Tiene el nivel más alto del orden de 2 a 10 MeV.

• Alcance: Debido a su masa no puede recorrer más que un par de centímetros

en el aire, y no puede atravesar una hoja de papel, ni la epidermis.

• Efecto sobre el organismo: Su radiación no es capaz de atravesar la epidermis

luego no es peligrosa. Sin embrago si se introduce en el cuerpo una sustancia

emisora de radiación alfa, por ejemplo en los pulmones, ésta libera toda su


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energía hacia las células circundantes, proporcionando una dosis interna al tejido

sensible, que en este caso no está protegido por la epidermis, con mucha energía

y por tanto capaz de provocar daños importantes.

Radiación beta (ββββ) está formada por partículas de masa similar a las de los electrones, lo

que le confiere un mayor poder de penetración.

• Energía: Tiene una energía del orden de 35 keV hasta 2 MeV.

• Alcance: Las partículas tienen un alcance limitado, pero las más energéticas

pueden recorrer varios metros en el aire aunque se detiene con unos

centímetros de agua, una lámina de aluminio, el cristal de una ventana, una

prenda de ropa o el tejido subcutáneo.

• Efecto biológico: Las partículas más energéticas pueden dañar la piel desnuda

y todas pueden irradiar tejidos internos si entran en el organismo.

Radiación gamma es de carácter electromagnético, muy energética, y con un poder de

penetración considerable. La radiación X es parecida a la gamma, pero se produce

artificialmente en un tubo de vacío a partir de un material que no tiene radiactividad

propia, por lo que su activación y desactivación tiene un control fácil e inmediato.

• Energía: Es menor que en las partículas β pero muy importante. Del orden de

10 keV hasta 1 MeV.

• Alcance: En el aire llega muy lejos, y para detenerla se hace preciso utilizar

barreras de materiales densos, como el plomo o el hormigón.

• Acción biológica: Desde el momento en el que la radiación gamma entra en

una sustancia, su intensidad empieza a disminuir debido a que en su camino va

chocando con distintos átomos. En el caso de los seres vivos, de esa interacción

con las células pueden derivarse daños en la piel o en los tejidos internos. Las

radiaciones gamma son muy semejantes a los rayos X, que se utilizan en

medicina.


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La emisión de neutrones es una radiación muy penetrante. Al no tener carga eléctrica, los

neutrones liberados penetran fácilmente la estructura de determinados átomos y provocan

su división en otros elementos más pequeños. Se producen en instalaciones nucleares y

quedan fuera del objetivo de este manual.

Rayos X – radiación electromagnética de alta energía y muy penetrante de origen

artificial. Frecuentemente se producen por la acción de electrones sobre metales.

Bremsstrahlung es una forma especial de rayos X. Solo se diferencia de la radiación

gamma por el origen.

Radiactividad – la transformación espontánea de un núcleo inestable con liberación de

radiación ionizante.

Unidades radiactivas:

1 Becquerelio (Bq) = 1 desintegración por segundo

1 Curio (Ci) = 37,000,000,000 Becquerelios = 37 GBq

1 Ci = 1000 mCi

1 mCi = 1000 µCi

1 GigaBecquerelio (GBq) = 1000 MegaBecquerelios (MBq)

1 GBq = 27 mCi

1 MBq = 27 mCi

1 mCi = 0.037 GBq = 37 MBq

1 mCi = 0.037 MBq = 37,000 Bq

1 Gray (Gy) = 100 Rad 1 cGy = 0.01 Gy = 1 Rad

1 Rem = 1 Rad x QF 1 Sievert (Sv) = 100 Rem

1 Rem = 1000 millirem (mRem) 1 mSv = 100 mRem

Radionucleido (radioisótopo) - átomos que emiten radiación de forma espontánea y

continua. Algunos núcleos atómicos no son estables y se desintegran, emitiendo partículas

de alta energía y/o radiación electromagnética.


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Radiotoxicidad - toxicidad debida a las radiaciones ionizantes emitidas por un

radionucleido incorporado y por sus productos derivados. La radiotoxicidad no es debida

únicamente a las características radiactivas del radionucleido sino que depende también de

su estado físico y químico y del metabolismo de ese elemento o compuesto en el

organismo.

Residuo radiactivo - cualquier material o producto de desecho, para el que no está

previsto ningún uso, que contiene o está contaminado con material radiactivo.

Sievert (Sv) - unidad de dosis efectiva y equivalente. 1 Sv = 1 J·kg-1 (1 Sv = 100 Rem).

Verificación - comprobación de que un dosímetro es operativo y su respuesta a una

exposición o a una dosis absorbida de radiación dadas.

Vida media – tiempo necesario para que la actividad de una sustancia radiactiva se

reduzca a la mitad.

Vida media radiactiva – el tiempo necesario para que una sustancia radiactiva pierda la

mitad de su actividad. Cada radionucleido tiene una vida media única y constante sean

cuales sean las condiciones físicas o químicas.

Vida media biológica – el tiempo necesario para que el cuerpo elimine el 50% de una

sustancia sea una sustancia estable o radiactiva.

Vida media efectiva – el tiempo requerido para que la radiactividad de un radionúcleido

en el cuerpo se reduzca al 50% como resultado del decaimiento radiactivo y la eliminación

metabólica.

Zonas controlada y vigilada : Zonas sometidas a reglamentación por razones de

protección contra las radiaciones ionizantes y en las cuales el acceso está reglamentado.


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ANEXO III. FICHAS TÉCNICAS DE LOS ISÓTOPOS RADIACTI VOS.


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HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: H-3

Tritio: 1 protón 2 neutrones Vida media: 12,3 años

Radiación: Beta negativa.

Beta máxima: Beta media Gamma máxima Gamma media

0,0186 MeV 0,0057 MeV Ninguna

Dosis:

Rango máx. en aire 1 cm.

Rango max. En agua 0,001 cm.

1 microCi /cm 0 mSv/h

Fracción que atraviesa la piel 0 Información sobre pantallas: Beta: Espesor de metacrilato o similar: 0,001 cm. Gamma: Espesor de plomo que reduce 1/10: No Métodos de detección/Eficiencia

Contador Geiger: 0% Contador Gamma: 0% Contador Centelleo Líquido: 65%

Control de contaminación: Frotis y centelleo líquido.


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HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: C-14

Carbono 14: 6 protones 8 neutrones

Vida media: 5730 años

Radiación:


0,156 MeV 0,049 MeV Ninguna

Dosis:



Información sobre pantallas: Beta: Espesor de metacrilato o similar: 0,03 cm. Gamma: Espesor de plomo que reduce 1/10: No necesita Métodos de detección/Eficiencia


Control de contaminación: Frotis y centelleo líquido. Geiger. Nota: Algunos derivados orgánicos con C-14 traspasan los guantes de latex. Algunos compuestos pueden producir CO2 que se inhala con la respiración.


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HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: S - 35

Azufre 35: 16 protones. 19 neutrones Vida media: 87,4 días

Radiación:


0,168 MeV No

Dosis:


Rango max. En agua

1 MBq a 10 cm. 30 µSv/h

1 Bq/cm2 0.39 µSv/h Información sobre pantallas: Beta: Espesor de metacrilato o similar: < 0,2 cm Gamma: Espesor de plomo que reduce 1/10: No necesita. Métodos de detección/Eficiencia

Contador Geiger: 5 % Contador Gamma: No adecuado. Contador Centelleo Líquido: 10 a 75 %

Control de contaminación: Contador Geiger. Nota: No necesita trabajar con pantallas. Puede producir sustancias radiactivas volátiles.


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HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: P - 32

Fosforo 32: 15 protones. 17 neutrones

Vida media: 14,29 días

Radiación:


1,71 MeV 0.695 MeV No

Dosis:



1 MBq/ml (superficie) 210 mSv/h

1 MBq/ml (1 metro) 25 µSv/h

Fracción que atraviesa la piel > 90% Información sobre pantallas: Beta: Espesor de metacrilato o similar: 0,8 cm. Métodos de detección/Eficiencia

Contador Geiger: 13 % Contador Gamma: No válido Contador Centelleo Líquido: 85 %

Control de contaminación: Contador Geiger Nota: Trabajar detrás de pantallas de metacrilato de 1 cm de espesor mínimo. Los metales pesados producen radiación gamma secundaria. Usar doble guante y controlar la contaminación frecuentemente.


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HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: I - 125

Iodo 125: 53 protones 72 neutrones Vida media: 60 días

Radiación:


No - 0,035 MeV 0,027-0,031 MeV

Dosis:

1 mCurio a 1 cm 1,5 R/h

Rango max. En aire Infinito

Fracción que atraviesa la piel > 95 % Información sobre pantallas: Gamma: Espesor de plomo que reduce 1/10: 0,1 mm Métodos de detección/Eficiencia

Contador Geiger: No es eficiente Contador Gamma: Sí Contador Centelleo Líquido: Sí

Control de contaminación: Contador gamma (INa). Nota: Los compuestos con I-125 producen vapores contaminados. Un 70% del I-125 inhalado se deposita en el cuerpo y 30% se deposita en la tiroides. No es adecuado bloquear esta fijación con el isótopo estable. Se debe trabajar en una campana de gases adecuada para sustancias radiactivas.


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HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: Co - 57

Cobalto 57: 27 protón 30 neutrones Vida media: 270,9 días

Radiación:


No - 0,1221 MeV

Dosis:

1 Gbq a 1 metro 41 µSv/h

Rango máximo en el aire Infinito

Fracción que atraviesa la piel > 95 % Información sobre pantallas: Emisión Gamma: Recomendado 2 mm de Plomo Métodos de detección

Contador Geiger: No Contador Gamma: Sí Contador Centelleo Líquido: Sí

Control de contaminación: Contador gamma de cristal INa. Nota: Trabajar con el material radiactivo apantallado por láminas de plomo. Proteger los ojos con pantalla o gafas para emisores gamma.


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HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: Sr - 90

Estroncio 90: 38 protones 52 neutrones Vida media: 29,1 años

Radiación:


0,546 MeV 2,284 MeV

0,196 Mev 0,935 MeV No

Dosis:



Fracción que atraviesa la piel > 95% Información sobre pantallas: Beta: Espesor de metacrilato o similar: 1,1 cm Gamma: Espesor de plomo que reduce 1/10: No necesita Métodos de detección/Eficiencia


Control de contaminación: Contador Geiger Nota: Las pantallas normales de metacrilato, de 1 cm de espesor, son insuficientes.


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HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: Cs-137

Cesio 137: 55 protones 82 neutrones Vida media: 30,7 años

Radiación:


0,512 MeV 1,173 MeV

0,157 MeV 0,415 MeV 0,662 MeV

Dosis:

Rango máx. en aire Infinito

Rango max. En agua Infinito

1 microCi /cm 5,73 mrad/h

Fracción que atraviesa la piel > 95% Información sobre pantallas: Beta: Espesor de metacrilato o similar: 0,6 cm Gamma: Espesor de plomo que reduce 1/10: 1,7 cm Métodos de detección/Eficiencia

Contador Geiger: 7 % Contador Gamma (INa): 4% Contador Centelleo Líquido: 90%

Control de contaminación: Contador Geiger


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ENLACES DE INTERÉS

www.cern.ch............................................. European Laboratory for Particle Physics

www.ciemat.es.......................................... Centro de Investigaciones Energéticas,

Medioambientales y Tecnológicas.

www.cofis.es............................................ Colegio Oficial de Físicos de España (COFIS)

www.csn.es ..............................................Consejo de Seguridad Nuclear (CSN)

www.doe.gov ............................................Department of Energy USA (DOE)

www.enresa.es.......................................... Empresa Nacional de Residuos Radiactivos.

www.foronuclear.org.................................. Foro Nuclear

www.iaea.or.at.......................................... International Atomic Energy Agency (IAEA)

www.nrc.gov............................................. Nuclear Regulatory Commission USA (NRC)

www.pntic.mec.es..................................... Ministerio de Educación y Ciencia

www.sefm.es............................................. Sociedad Española de Física Médica (SEFM)

www.sepr.es............................................Sociedad Española de Protección Radiológica

www.sne.es.............................................. Sociedad Nuclear Española (SNE)

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