radioproteccion - autoridadregulatorianuclear

pginas1

captulo 1FUENTES DE RADIACIN IONIZANTE

1FENMENO DE LA RADIACTIVIDAD

1Tipos de radiaciones

3Ley de decaimiento

4Actividad

4Tabla de nucleidos

9FUENTES NATURALES

9Radiacin csmica

9Radiacin terrestre

10FUENTES ARTIFICIALES

11APLICACIONES DE LAS RADIACIONES

11Conservacin de alimentos

11Investigacin agrcola

11Control de plagas

12Medicina

14Industria

14Arqueologa y paleontologa

15Hidrologa

15Investigacin biolgica

15Produccin de energa elctrica

16DOSIS MEDIA ANUAL

19captulo 2MAGNITUDES DOSIMTRICAS

20MAGNITUDES DOSIMTRICAS BSICAS

21Energa impartida

22Exposicin

22Factor de calidad de la radiacin, Q

23MAGNITUDES UTILIZADAS EN PROTECCIN RADIOLGICA

23Dosis absorbida en un rgano, DT

23Factores de ponderacin de la radiacin, wR

24Dosis equivalente en un rgano o tejido, HT

24Factor de ponderacin de los tejidos u rganos, wT

25Dosis efectiva, E

25Dosis equivalente comprometida en un rgano o tejido, HT()

Tabla de contenido i

Tablade contenido

26Dosis efectiva comprometida, E()

26Magnitudes para grupos de individuos expuestos

29captulo 3DOSIMETRA EN RADIOPROTECCIN

29IRRADIACIN EXTERNA

30Estimacin de la dosis efectiva a partir del kerma en aire

33Estimacin de la dosis efectiva a partir de magnitudes operacionales

37CONTAMINACIN INTERNA

37Vas de entrada

38Modelos metablicos

39Clculo de la dosis equivalente en un rgano

41Lmite anual de incorporacin (ALI)

45captulo 4EFECTOS BIOLGICOS DE LAS RADIACIONES

46CLASIFICACIN DE LOS EFECTOS BIOLGICOS

46Efectos estocsticos

47Efectos deterministas

48EFECTOS DETERMINISTAS DE LAS RADIACIONES IONIZANTES

48Efectos deterministas por sobreexposicin de todo el cuerpo

51Efectos deterministas localizados

55CARCINOGNESIS RADIOINDUCIDA

56Estudios radioepidemiolgicos

57Modelos de proyeccin de riesgo

57Estimaciones de riesgo de cncer radioinducido

58EFECTOS HEREDITARIOS

59Estimacin de la probabilidad de trastornos hereditarios

59EFECTOS PRENATALES

63captulo 5FUNDAMENTOS DE LA PROTECCIN RADIOLGICA

64CRITERIOS BSICOS DE LA PROTECCIN RADIOLGICA

64Justificacin de la prctica

65Optimizacin de la proteccin radiolgica

65Lmites y restricciones de dosis

ii Tabla de contenido

68RESIDUOS RADIACTIVOS

70TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO

73EXPOSICIONES POTENCIALES

74INTERVENCIN EN EMERGENCIAS

77captulo 6MONITORAJE DE LA EXPOSICIN OCUPACIONAL

77Clasificacin de reas

78Sealizacin

80MONITORAJE AMBIENTAL

80Monitoraje de los campos de radiacin ambiental

81Monitoraje de la contaminacin del aire

81Medicin de la contaminacin en superficies

82MONITORAJE INDIVIDUAL DE LA IRRADIACIN EXTERNA

82Dosmetros de emulsin fotogrfica

83Dosmetros termoluminiscentes

84Dosmetros de cmara de bolsillo

84Dosmetros de alarma y advertencia

84MONITORAJE INDIVIDUAL DE LA CONTAMINACIN INTERNA

85Medicin directa de la actividad del cuerpo

86Medicin indirecta de la actividad del cuerpo

89captulo 7SISTEMAS DE PROTECCIN CONTRA LA RADIACIN

89TCNICAS BSICAS DE PROTECCIN

89Reduccin del tiempo de exposicin

90Reduccin de la actividad de la fuente

90Aumento de la distancia fuente-punto de inters

91Blindaje entre las personas y la fuente de radiacin

96CLCULO DE BLINDAJES PARA RAYOS X

97Blindaje para la radiacion directa

99Blindaje para la radiacin dispersa

100Blindaje para la radiacin de fuga del tubo

105captulo 8RADIODIAGNSTICO MDICO

106GENERACIN DE RAYOS X

108EQUIPOS GENERADORES DE RAYOS X

108Tubo de rayos x

Tabla de contenido iii

110Fuente de alta tensin

110Sistema de control de emisin

112SEGURIDAD RADIOLGICA DE LAS INSTALACIONES Y EQUIPOS

113EXPOSICIN OCUPACIONAL

114Clasificacin del rea de trabajo

114Dosimetra personal

114Dispositivos de proteccin radiolgica

114Calibracin de instrumentos

114EXMENES ESPECFICOS: Aspectos de radioproteccin

115Radioscopa

115Exmenes con equipos mviles de rayos x

115Radiologa peditrica

116Mamografa

116Exmenes dentales

116Exmenes con rayos x durante el embarazo

116Exmenes con rayos x en mujeres con capacidad para gestar

117Radiografa obsttrica

117Otros exmenes con rayos x durante el embarazo

117EXPOSICIN MDICA

117Cmo evitar dosis innecesarias

122NIVELES DE DOSIS REFERENCIA

124CRITERIOS DE ACEPTABILIDAD DE INSTALACIONES DE RADIODIAGNSTICO

124Instalaciones radiogrficas de diagnstico general

126Revelado de placas, propiedades de los receptores de imgenes y condiciones de visualizacin

128Radioscopa

129Tomografa convencional y computarizada

131Radiografa dental

131Mamografa

137captulo 9MEDICINA NUCLEAR

138EQUIPAMIENTO EN MEDICINA NUCLEAR

138Calibradores de actividad o activmetros

139Sistemas de deteccin para mediciones in vitro

140Sistemas para mediciones de radiacin in vivo

140Brazo de captacin

141Centellgrafo

143Sistema de tomografa por emisin de fotn nico (SPECT)

144Tomgrafo por emisin de positrones (PET)

146SEGURIDAD RADIOLGICA DE LAS INSTALACIONES

146Blindajes

147Ventilacin

147Piletas

147Acabado de superficies

iv Tabla de contenido

148Requisitos mnimos para un laboratorio de medicina nuclear

149Requisitos mnimos para un laboratorio de radioinmunoanlisis


150Control sobre el material radiactivo

151Monitoraje personal y de rea

153Acciones en caso de una contaminacin superficial

154Gestin de residuos radiactivos

155Registros

156Control del equipamiento

157EXPOSICIN MDICA

157Niveles de referencia

165captulo 10RADIOTERAPIA

166EQUIPAMIENTO EN RADIOTERAPIA

165Equipos de cobaltoterapia

173Equipos aceleradores lineales de electrones

178Equipos de rayos x de baja y media energa

178EQUIPAMIENTO DE BRAQUITERAPIA

180SEGURIDAD RADIOLGICA EN TELETERAPIA

180Seguridad radiolgica en el diseo de instalaciones para teleterapia

181Seguridad radiolgica en equipos de cobaltoterapia

184Seguridad radiolgica en equipos aceleradores lineales

185SEGURIDAD RADIOLGICA EN BRAQUITERAPIA

185Braquiterapia manual

186Braquiterapia remota

187Carga o recambio de las fuentes radiactivas

188Aspectos ocupacionales en la prctica de la braquiterapia


189Clasificacin del rea de trabajo

189Monitoraje individual

189Controles peridicos al equipo

189Sistema de registros

190Procedimientos de emergencia

190Recambio de fuentes radiactivas

190Transporte de material radiactivo

190Sistema de calidad

190EXPOSICIN MDICA

190Justificacin

190Optimizacin

191Calibracin del haz de radiacin

191Participacin de intercomparaciones dosimtricas

191Dosimetra clnica

Tabla de contenido v

191PROGRAMA DE GARANTA DE CALIDAD

192Garanta de calidad en radioterapia externa

199Garanta de calidad de equipos y fuentes de braquiterapia

205captulo 11ACCIDENTES EN LA PRCTICA MDICA

206ACCIDENTES EN RADIOTERAPIA: EXPOSICIONES POTENCIALES Y PREVENCIN DE ACCIDENTES EN LA PRCTICA MDICA

217ACCIDENTES EN MEDICINA NUCLEAR

218SISTEMA DE INTERVENCIN EN EMERGENCIAS DE LA ARN

223anexoMARCO REGULATORIO

223RADIODIAGNSTICO

223Ley N 17.557

224Requisitos para instalacin y utilizacin de equipos generadores de rayos x

225Normas bsicas de seguridad radiosanitaria

229Norma para prestadores del servicio de dosimetra personal

230Estudios mamogrficos

230Equipos para control de equipajes

231MEDICINA NUCLEAR Y RADIOTERAPIA

231Ley nacional de la actividad nuclear: ley N 24.804

232Normas regulatorias AR

232

234

234

234

234

234

234

234

Norma bsica de seguridad radiolgica

Uso de fuentes selladas en braquiterapia

Operacin de aceleradores lineales de electrones para uso mdico

Operacin de equipos de cobaltoterapia

Proteccin radiolgica en medicina nuclear

Permisos individuales para el empleo de material radiactivo y radiaciones ionizantes

en seres humanos

Gestin de residuos radiactivos

Transporte de materiales radiactivos

234Documentos regulatorios en las aplicaciones nucleares a las actividades mdicas

235Rgimen de Sanciones por Incumplimiento de las Normas de Seguridad Radiolgica

en las Aplicaciones de la Energa Nuclear a la Medicina, al Agro, a la Industria y

a la Investigacin y Docencia

235Normas para el uso de radioistopos en medicina

236Normas para proceder a la autorizacin de responsables como asesores fsicos

en servicios de radioterapia

236Uso de fuentes selladas de Ra226

236Instalaciones mdicas consideradas relevantes que requieren Autorizacin de Operacin

237Pautas generales a las que deben ajustarse los titulares de autorizacin de operacin y

los poseedores de permisos individuales

237Rgimen de Tasas por Licenciamiento e Inspeccin

237Requisitos para obtener permiso individual para el uso de Sm153 en el tratamiento

de las metstasis seas

vi Tabla de contenido

238Procedimiento para la Aplicacin de Sanciones por incumplimiento de las Normas

de Seguridad Radiolgica en las Aplicaciones de la Energa Nuclear a la Medicina, al Agro,

a la Industria y a la Investigacin y Docencia

239Requisitos para obtener autorizaciones de operacin y permisos invididuales

240Diagnstico y tratamiento en medicina nuclear

Teleterapia, braquiterapia, radiocoloides y aplicadores beta

Tabla de contenido vii

A mediados de 1999 representantes de la Cmara de Instituciones de Diagnstico Mdico

(CADIME) solicitaron a las autoridades de la Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN) y de la

Comisin Nacional de Energia Atmica (CNEA) la revisin del Manual de Radioproteccin,

editado por dicha Cmara en 1996. La ARN propuso ampliar su contenido tcnico incorpo-

rndole el anlisis de otras prcticas mdicas con radiaciones ionizantes, tales como la ra-

dioterapia y la medicina nuclear. Se elabor un programa temtico y, con la participacin

de diferentes especialistas de las tres instituciones, comenz a redactarse esta Gua en Ra-

dioproteccin, dirigida a profesionales y tcnicos que trabajan en las aplicaciones mdicas

de las radiaciones ionizantes con el objetivo de proporcionarles los principales elementos

de proteccin radiolgica.

Al cabo de algo ms que un ao de trabajo, se edita el presente libro estructurado en 11 ca-

ptulos y un anexo. Los primeros cuatro captulos, de carcter introductorio, estn dedica-

dos a las magnitudes y tcnicas dosimtricas empleadas en radioproteccin, tanto para la

irradiacin externa como para la contaminacin interna, y a describir los efectos biolgicos

de las radiaciones. Los fundamentos de la radioproteccin, las tcnicas de monitoraje indi-

vidual y los sistemas de proteccin contra la radiacin se desarrollan posteriormente a lo

largo de los tres captulos siguientes.

La segunda mitad del libro est ntegramente dedicada a las prcticas mdicas con radia-

ciones ionizantes. Esto es, se tratan los principales aspectos de radioproteccin en:

Radiodiagnstico

Medicina Nuclear

Radioterapia

En cada una de estas reas se ha tratado de seguir un desarrollo comn que consiste en la

descripcin del equipamiento bsico, en el tratamiento de los principales temas de seguri-

dad radiolgica de las instalaciones y equipos asociados a cada una de las prcticas y en los

aspectos referidos a la exposicin ocupacional y a la exposicin mdica correspondiente a

cada caso. Se incluyen los niveles de dosis de referencia para los estudios radiodiagnsti-

cos, las actividades recomendadas en la administracin de radiofrmacos en estudios de

medicina nuclear, los criterios de aceptabilidad de instalaciones de radiodiagnstico y los

procedimientos de garanta de calidad en radioterapia.

El captulo final est dedicado a accidentes ocurridos a nivel internacional en el campo de

las aplicaciones mdicas de las radiaciones ionizantes.

El Anexo, de carcter regulatorio, compendia el conjunto de normas, leyes, decretos y de-

ms reglamentaciones vigentes en materia de seguridad radiolgica referidas al radiodiag-

nstico, a la medicina nuclear y a la radioterapia.

Prlogo

Silvia AlvarezVolver

Como ya fue expresado, este libro es resultado del trabajo en comn de tres instituciones:

la Autoridad Regulatoria Nuclear, la Comisin Nacional de Energa Atmica y la Cmara de

Instituciones de Diagnstico Mdico.

Los especialistas de la ARN que colaboraron activamente en la redaccin y/o revisin de los

diferentes captulos fueron: la Lic. Ana M. Bomben, la Lic. Ins Gomez Parada, la Lic. Ana M.

Larcher, la Dra. Mara del R. Perez, el Ing. Csar Arias, el Ing. Daniel Hernandez, el Ing. Jos

M. Kay, el Ing. Pedro Sajaroff y el Dr. Francisco Spano.

La Dra. Diana Feld y la Lic. Margarita Sarav, ambas pertenecientes a la CNEA, efectuaron

un importante aporte en el captulo 10 dedicado a la radioterapia. Por otra parte, los co-

mentarios realizados por el Ing. Ricardo Moll a dicho captulo, quien adems efectuara una

revisin integral del mismo, enriquecieron su contenido.

Personal especializado de CADIME realiz la revisin del contenido del Anexo en los aspec-

tos regulatorios referidos al radiodiagnstico.

El Diseo grfico y correccin de estilo del texto fueron realizados ntegramente en la ARN

por Carina M. Olivelli y Silvia G. Alvarez.

Esperando que el presente libro, referido a la seguridad radiolgica en las aplicaciones m-

dicas de las radiaciones ionizantes, sea de utilidad a los tcnicos y profesionales de dicha

rea, agradecemos profundamente el aporte de cada uno de los especialistas que colabo-

raron en su redaccin.

Finalmente, cabe sealar que es intencin de la ARN continuar con esta linea editorial du-

rante los aos venideros. En particular, en continuidad con el presente texto la prxima

entrega abarcar solo los aspectos prcticos de radioproteccin con el que deben enfren-

tarse mdicos y tcnicos en su trabajo diario con las radiaciones ionizantes. La ARN asume

este compromiso y proyecta editar junto con CADIME un Manual prctico a fines del ao

entrante.

Lic. Esteban Thomasz

Compilador

Sector Informacin Tcnica de la ARN

Buenos Aires, 1 de noviembre de 2000


FUENTES DE RADIACIN IONIZANTE

La mayor parte de la radiacin recibida por la poblacin del mundo proviene de fuentes na-turales, siendo inevitable la exposicin a la mayora de ellas. Durante las ultimas dcadas, elhombre ha producido artificialmente radionucleidos y ha aprendido a utilizar la energa nu-clear con diferentes propsitos, tales como la aplicacin con fines mdicos, la generacinde energa elctrica, la prospeccin de minerales, etc. Estas fuentes, denominadas artificia-les, aumentan la dosis de radiacin recibida por los individuos y por la sociedad en su con-junto.

Antes de analizar las diferentes variedades de fuentes naturales y artificiales existentes,veamos algunas nociones bsicas sobre radiactividad.

FENMENO DE LA RADIACTIVIDAD

En la naturaleza hay ciertos elementos inestables en el sentido que pueden emitir espont-neamente partculas o radiacin modificando la naturaleza o el estado de los ncleos de sustomos. Este proceso de emisin se llama desintegracin radiactiva y el fenmeno radiacti-vidad.

La desintegracin radiactiva responde a las leyes estadsticas y sus propiedades son inde-pendientes de cualquier influencia del entorno, tales como, presin, temperatura, camposelctricos o magnticos y reacciones qumicas. Para precisar ms, es una propiedad carac-terstica de cada nucleido en particular. Se suele denominar nucleido, al ncleo estudiado,sin hacer referencia al tomo del que forma parte.

Considerando una muestra formada por tomos de un elemento radiactivo, en instantes detiempo estadsticamente al azar se producirn desintegraciones radiactivas.

Esto ocurrir con una probabilidad, que es propia del nucleido considerado. Se define enton-ces una constante de desintegracin, que es la probabilidad de que un ncleo se desintegre enla unidad de tiempo. Se la denota con la letra y su unidad es la inversa de tiempo, porejemplo: segundo-1, minuto-1, ao-1.

TIPOS DE RADIACIONES

Los trabajos de P. Becquerel, M. Curie y E. Rutherford entre 1896 y 1907, demostraron noslo la existencia de la transformacin espontnea llamada desintegracin, sino tambinque haba radiaciones que tenan distinto poder de penetracin.

Fuentes de radiacin ionizante - Captulo 1 pgina 1

captulo

1


A las radiaciones menos penetrantes, que son absorbidas por una hoja de papel o una del-gada lmina metlica, se las denomin rayos y a otras, ms penetrantes, rayos Secomprob que estos rayos, que podan ser desviados por un campo magntico, son de na-turaleza corpuscular. Ms tarde se reconoci que las partculas son ncleos de helio y laspartculas , electrones.

Otro tipo de radiacin, a la que se denomin rayos que no se desva en presencia de uncampo magntico, fue identificada con la emisin de radiacin electromagntica o fotones.Tambin se detectaron partculas con propiedades idnticas a las pero cuya desviacinen un campo magntico indicaba que tenan carga positiva. A stas se las llam +, y a lasanteriores, para diferenciarlas, . En la Tabla 1 se muestran algunas propiedades generalesde los tipos de radiacin emitida por ncleos radiactivos y en la Figura 1 un esquema repre-sentativo de la penetracin de la radiacin.

Interesa la penetracin de la radiacin en la materia fundamentalmente por dos motivos,primero, porque cuando la radiacin es frenada se produce una conversin de la energa dela radiacin en energa trmica y, segundo, porque la radiacin es daina para los sistemasbiolgicos y es necesario conocer cmo protegerlos de las fuentes de radiacin.

Tabla 1. Naturaleza y penetracin de la radiacin

Radiacin Naturaleza Carga Penetracin en aire Penetracin en slidos

ncleo de helio (2 protones y 2 neutrones) +2e centmetros micrmetros

electrn -1e metros milmetros

Radiacin electromagntica 0 100 metros centmetros/metros

Figura 1. Penetracin de la radiacin

pgina 2 Captulo 1 - Fuentes de radiacin ionizante

Papel

Fuente

Fuente

Fuente

Fuente

Fuente

Fuente

Fuente

Fuente

Fuente

5 mm de Aluminio

1 cm de Plomo

Detector

Detector

Detector

LEY DE DECAIMIENTO

En una muestra de materiales radiactivos compuesta por N0 ncleos en un instante t0, seproducirn desintegraciones radiactivas de modo que en un instante t posterior ya no setendr N0 ncleos de la sustancia original, sino un n-mero menor dado por la siguiente expresin conocidacomo ley general de la desintegracin radiactiva:

Esta expresin permite calcular el nmero de ncleosde una sustancia activa presentes al tiempo t, conociendo cuntos haba en el instante t0.La constante es una propiedad de cada nucleido que lo identifica inequvocamente, inde-pendiente de cualquier factor exterior. En consecuencia, si se conoce una sustancia es po-sible identificar su y si se mide el de una sustancia incgnita, se puede revelar sunaturaleza.

Es cmodo definir otra magnitud asociada a la velocidad con que una sustancia radiactivase desintegra, llamada indistintamente semiperodo de desintegracin, perodo de semide-sintegracin, o simplemente perodo.

El perodo T es el tiempo que debe transcurrir para queel nmero de ncleos de una sustancia radiactiva enuna muestra se reduzca a la mitad de su valor inicial, esdecir:

Si se reemplaza en la ley general de la desintegracin,se hallar la relacin entre T y :

El perodo se mide en unidades tiempo. Su valor puede variar desde el orden de los 10-10 se-gundos hasta 1015 aos. En la Tabla 2 se presentan algunos valores indicativos.

Tabla 2. Valores indicativos del perodo de semidesintegracin

Nucleido Radiactivo Perodo T Constante de Desintegracin

23892

4,5 . 109 aos 4,9 . 10-18 s-1

8626

1620 aos 1,3 . 10-11 s-1

13153

8,05 das 10 . 10-7 s-1

3376

26,5 horas 7,3 . 10-6 s-1

21884

3,05 minutos 3,78 . 10-3 s-1

21885

3,05 minutos 0,4 seg-1

21484

1,64 . 10-4 segundos 4,23 . 10-3 s-1


U

Ra

I

As

Po

At

Po

N t N e t( ) 0

N TN

( ) 02

TIn

2 0 693

,

ACTIVIDAD

En una muestra dada de material radiactivo se desintegran dN ncleos en el tiempo dt. En-

tonces el cociente

dN

dtes el nmero de ncleos que se desintegran en la unidad de

tiempo. Esta magnitud, que puede entenderse comouna velocidad de desintegracin, se llama actividad, yse la denota con la letra A:

A partir de la expresin anterior es posible expresar laactividad como funcin del tiempo:

Se observa que la actividad sigue tambin una ley exponencial. La actividad se puede pre-sentar medida en unidades inversas de tiempo, por ejemplo, como desintegraciones/se-gundo.

La Comisin Internacional de Unidades y Medidas de Radiacin (ICRU), en su PublicacinN 33, recomienda el uso del Becquerel (Bq) como uni-dad de actividad. Se define el Becquerel como una de-sintegracin por segundo:

Dado que 1 Bq es una cantidad muy pequea de actividad es muy frecuente el uso de losmltiplos del mismo, por ejemplo, MBq, GBq, TBq, etc.

Durante mucho tiempo se utiliz otra unidad de actividad llamada Curio o Curie. El Curie,cuya abreviacin es Ci, es una unidad de actividad defi-nida como la cantidad de cualquier nucleido radiactivoque produce 3,7.1010 desintegraciones por segundo.Se puede escribir entonces:

Si se desconoce el perodo T de una sustancia, para la que se pudo graficar A(t) en cierto in-tervalo de tiempo mayor que dicho perodo, se puede hacer una determinacin grfica delmismo en forma muy sencilla como se aprecia en la Figura 2.

ACTIVIDAD ESPECFICA

La actividad especfica de una muestra de sustanciaradiactiva es la actividad de dicha muestra por unidadde masa y se expresa en Bq/g.

TABLA DE NUCLEIDOS

Todos los istopos existentes, estables e inestables, pueden mostrarse en una tabla comola indicada en la Figura 3.


1 3 7 1010Ci Bq , .

1 1 1Bq s

AdN

dt

A t A eOt( )

AA

me

Figura 2. Determinacin grfica del perodo

Figura 3. Tabla de nucleidos: vista parcial


MINUTOS

2000 des/min

104

103

102

1010 10 20 30 40 50 60 70

ACTI

VIDA

D(d

es/m

in)

T

T

1000 des/min=A

500 des/min=A2

4

4

2

6 8

10

Be9,01218

Li6,941

Li 792,5

He4,00260

H1,0079

H 199,985

H 20,015

n 110,6 m

H 312,323 a

Li 5

He 5 He 7

Be 6

He 499,999862

He 30,000135

Li 67,5

Li 8842 ms

Be 753,29 d

Be 101,8 - 10 a5

Be 1224,4 ms

Be 14Be 1113,8 s

Li 118,7 ms

Li 10

He 9

Li 9178,3 ms

He 8122 ms

Bo 9100

Be 8

He 6808,1 ms

0,0092

70,7 0,037

< 0,05 abs

0,332 0,332 0,00053

0,8

0,02

3,5

p

n n

2p

0,00006 n,p 5327

0,028 n, 940

- 1,25 2 1,6

478

480000 n,p0,6

no 11,7

n

n

0,77 2125; 6791 ....11,5

2n 3n

3368; 320; ....2590 ...; n;

18; 20, 4

n 0,713,6

n981~ 10 ...

0,00922

3

2

1

En este tipo de clasificacin, originalmente propuesta por E. Segre, se representan los nu-cleidos conocidos (emisores artificiales, naturales o ncleos estables) en un sistema deejes en el cual Z, nmero atmico, corresponde a las ordenadas y N = A - Z, nmero deneutrones, a las abscisas.

Los istopos son nucleidos con el mismo nmero de protones y se encuentran ubicados hori-zontalmente uno al lado del otro.

Los istonos son nucleidos con el mismo nmero de neutrones y se encuentran ubicadosverticalmente uno encima del otro.

Los isbaros son nucleidos con el mismo nmero de nucleones, A = N + Z, y se encuentranubicados sobre una diagonal de pendiente negativa.

En la Figura 4 se muestran esquemticamente los aspectos mencionados.

Figura 4. Esquema de la tabla de nucleidos

Cada nucleido ocupa un cuadrado cuyo color identifica sus propiedades. Para cada nucleidose indica el smbolo, el nmero msico y la abundancia del mismo, si fuese estable. Tam-bin figuran, el perodo de semidesintegracin, el tipo o tipos de decaimiento radiactivo y laenerga de la radiacin emitida. Los elementos estables ocupan una estrecha franja indica-da habitualmente con un grisado caracterstico.

En las Figuras 5 y 6 se pueden observar algunos detalles ms especficos de la tabla de nu-cleidos.


Z

N

ISBAROS

ISTONOS

ISTOPOS

49

48

47

45

44

43

74

60 62 64 66 68 70

72

Figura 5. Tipos de desintegracin: colores y smbolos


sf p

+

-

l

sf

Nucleidos estables

Radionucleidos primordiales, esto es, los producidos durantela formacin de la materia terrestre y presentes en ella hastael presente.

Los datos de la columna izquierda se refieren al estadometaestable y los de la derecha al estado fundamental.l: indica fotones emitidos en la transicin al estadofundamental.

Indica que la asignacin de datos de desintegracin alestado metaestable o al estado fundamental es dudosa.

Los ismeros de perodos cortos que se desintegranexclusivamente por fisin espontnea, se indican medianteun rectngulo vertical verde.

+ : Desintegracin +

: Captura electrnica

- : Desintegracin - : Desintegracin Sf : Fisin espontnea

: Desintegracin pp

Figura 6. Clasificacin de los smbolos y datos


Cd112,41

2450

Te 12618,95

0,135 + 0,90

Se 77

42

7,617,5s

I 162

Tm 170128,6 d

1,0...

84...e ,_ 92

Sr 8567,7m 64,9d

151......

I 232 ...;+

5,378...

g

sf

988; 889...

12C=12

ELEMENTOS

Smbolo del elemento

Peso atmico estndar basado en

Seccin eficaz de absorcin para neutrones trmicos (b)

NUCLEIDOS ESTABLES

Smbolo del elemento y nmero de nucleones

Abundancia isotpica en el elemento natural expresada en por ciento atmico

Secciones eficaces de los procesos (n, ) para la formacin del127m Te y del Te con neutrones trmicos (b)127g

Smbolos del elemento y nmeros de nucleonesLado izquierdo: perodo de semidesintegracin del estado metaestable energa

del fotn emitido durante la transicin isomtrica en keV

Lado derecho: abundancia isotpica en el elemento natural en por ciento atmico;seccin eficaz (n, ) para neutrones trmicos (b)

Smbolo del elemento y nmero de nucleones

Perodos

Ambos estados se desintegran por captura electrnica, pero el estado metaestable

tambin pasa parcialmente al estado fundamental

5%

FUENTES NATURALES

La humanidad ha evolucionado en un ambiente naturalmente radiactivo. La Tierra es bom-bardeada por rayos csmicos del espacio y toda la materia contiene algunos rastros de sus-tancias radiactivas.

Las personas estn expuestas a la radiacin externa, suma de la radiacin csmica y de laradiacin emitida por los radionucleidos naturales existentes en la corteza terrrestre, y a lairradiacin interna, debida a aquellos radionucleidos naturales incorporados a los alimentos,a las bebidas y presentes en el aire inhalado.

La dosis media anual debida a todas estas fuentes combinadas es alrededor de 2,4 mSv1,con grandes variaciones alrededor de ese valor.

RADIACIN CSMICA

La radiacin csmica que llega a las capas superiores de la atmsfera de la Tierra provienede ms all del sistema solar e incluso de ms all de nuestra galaxia; solo una fraccin pe-quea proviene del sol.

Consiste, principalmente en: protones, partculas alfa, ncleos pesados, electrones y radia-cin gamma, con un amplio rango de distribucin energtica.

La radiacin csmica primaria es alterada sustancialmente en su pasaje a travs de la at-msfera, donde la mayor parte de la misma es absorbida antes de que llegue a nivel delmar. Consecuentemente, la altura sobre nivel del mar es el factor principal que influye enlas dosis recibidas en las personas por radiacin csmica.

La dosis media que reciben las personas, a nivel del mar, por radiacin csmica, es aproxi-madamente 0,4 mSv1 en un ao.

RADIACIN TERRESTRE

El hombre est expuesto a irradiacin externa proveniente de radionucleidos naturales con-tenidos en suelos y rocas, principalmente potasio 40, rubidio 87 y dos series de elementosradiactivos provenientes de la desintegracin del uranio 238 y del torio 232. Los niveles deradiacin terrestre dependen de la geologa local, del contenido de humedad y de otras con-diciones atmosfricas.

La dosis media que las personas reciben por radiacin terrestre es aproximadamente 0,5 mSv1

en un ao, pero, hay grandes variaciones alrededor de este promedio; muchas personas re-ciben diez veces ms, y algunas personas que, viviendo en zonas con ciertos tipos de are-nas, reciben hasta cien veces el valor promedio.


1 Vease definicin de dosis equivalente en el captulo 2.

Debido a las fuentes radiactivas naturales que se encuentran en el aire que respiramos, enel agua que bebemos y en los alimentos que ingerimos, el hombre es irradiado internamen-te. Esta dosis interna proviene, casi totalmente, del potasio 40 y del radn 222 y 220 y desus productos de decaimiento.

El potasio es un componente esencial de todas las clulas. Un hombre adulto tiene en sucuerpo alrededor de 100 gramos de potasio, de los que aproximadamente 16 miligramoscorresponden al potasio 40. La dosis promedio recibida por esta fuente de radiacin esaproximadamente 0,2 mSv al ao, y vara poco de persona a persona.

El radn 222 y sus productos de decaimiento, as como en menor magnitud el radn 220 ysus productos de decaimiento, son las fuentes ms importantes de exposicin a la radia-cin para la mayora de las personas. Provienen del decaimiento del uranio y del torio en lacorteza terrestre. Estos gases son emanados de la tierra, a una tasa que depende de dife-rentes factores tales como: la geologa y la condicin del suelo, la cobertura vegetal, etc. Alaire libre, se dispersan rpidamente y sus concentraciones, y las dosis resultantes cuandose inhalan, son bajas. Sin embargo, cuando ellos penetran en un edificio, por ejemplo filtrn-dose a travs del suelo, por antiguas caeras de agua y desage, o son emitidos por los ra-dionucleidos naturales contenidos en los materiales de construccin de pisos y paredes, lasconcentraciones suben, a menos que el edificio est muy bien ventilado. Los radones sonqumicamente inertes y slo ligeramente radiactivos, dando dosis directas muy pequeas.Sin embargo, sus productos de decaimiento radiactivos (principalmente el polonio, bismutoe istopos del plomo) son radiactivos, y se pegan a las partculas de polvo y gotas de agua.stas pueden inhalarse y depositarse en la superficie del pulmn el cual, por consiguiente,es irradiado. Un espectro muy amplio de dosis derivan de esta fuente, dependiendo de lageologa local, los materiales y mtodos de construccin, y de la ventilacin de los edificios.La dosis promedio recibida debido a esta fuente de radiacin es 1,3 mSv2 en un ao, perolas exposiciones pueden llegar hasta cien veces el valor promedio, y en algunos casos rarosy extremos, como por ejemplo, algunas casas construidas en terrenos de escombreras deantiguas minas de uranio, la dosis recibida puede ser ms de mil veces el valor promedio.

FUENTES ARTIFICIALES

Los usos de la radiacin y de los materiales radiactivos se han extendido enormemente, enparticular desde el descubrimiento y desarrollo de la fisin nuclear y la disponibilidad de unaextensa variedad de radionucleidos artificiales. Muchas personas se han beneficiado deuna u otra manera, con las aplicaciones de las fuentes artificiales de radiacin, como porejemplo, con los usos mdicos, la produccin de energa elctrica, la industria manufactu-rera, el control en la agricultura. Pero todas estas aplicaciones producen exposiciones a laradiacin.


2 Vase definicin de dosis equivalente en el captulo 2.

APLICACIONES DE LAS RADIACIONES

CONSERVACIN DE ALIMENTOS

Irradiando papas y cebollas con radiacin gamma, que generalmente proviene de una fuen-te de cobalto 60, se inhibe la formacin de brotes durante su almacenamiento. El brote seproduce a expensas de los nutrientes en los tubrculos y los bulbos, causando una progresi-va disminucin de peso y calidad hasta hacerlas ineptas para el consumo.

La irradiacin de bulbos y tubrculos comestibles con radiacin gamma evita el brote

El tratamiento con dosis de 80 a 130 Gy de radiacin gamma llega a inhibir total y definitiva-mente el brote, ya que las clulas germinales pierden su capacidad de reproduccin debidoa que la radiacin perturba el metabolismo de los cidos nucleicos.

INVESTIGACIN AGRCOLA

Mediante la tcnica de autorradiografiado es posible estudiar la forma en que se distribuyenlos fertilizantes en las plantas. Se emplean fertilizantes que poseen en su composicin unradionucleido como, por ejemplo, fosfatos conteniendo fsforo 32 (emisor de radiacinbeta).

CONTROL DE PLAGAS

Si se irradian semillas antes de ser sembradas se pueden inducir mutaciones, algunas delas cuales son de inters agrcola por poseer un gran rendimiento y alta resistencia a los in-sectos nocivos.

Existe una tcnica para la eliminacin de insectos nocivos que se denomina mtodo de lasuelta de machos estriles. Primero se cran en el laboratorio grandes cantidades de mos-cas y se los expone a una dosis no letal de radiacin que es suficiente para volver estriles alos machos. Luego se sueltan en el campo, donde su apareamiento con los insectos silves-tres resulta improductivo. Cuando se extingue la generacin procreadora, slo quedan losdescendientes de las copulaciones entre insectos silvestres.


papa normal papa irradiada

Si se repite la suelta en masa de machos estriles, llegar un momento en que los insectossilvestres sern tan escasos que no podrn encontrar parejas fecundas. De esta forma, sepuede eliminar de una zona la plaga en cuestin. El xito de este procedimiento se debe aque las hembras son copuladas una sola vez.

Esta tcnica se emple para combatir a las larvas que viven en las llagas y heridas de losanimales de sangre caliente (como el ganado vacuno). Tambin se combaten en esta formaa la mosca de la fruta del Mediterrneo y a la polilla de la manzana.

La irradiacin de granos, como el trigo y el arroz, con radiacin gamma, permite eliminarinsectos de los mismos. La dosis de radiacin empleada est comprendida entre 100 y1000 Gy.

Irradiando alimentos se logra el control de insectos, como los gorgojos, y de parsitos encarnes y verduras. Con dosis muy elevadas se consigue la eliminacin de bacterias, descar-tndose de esta forma el peligro de intoxicacin debido a la contaminacin bacteriana.

MEDICINA

Empleando radiacin gamma se esterilizan gasas, jeringas y material quirrgico. Las dosisempleadas son elevadsimas y estn comprendidas entre 25 000 y 32 000 Gy. En general,cuanto ms primitivo es el organismo a eliminar con el empleo de radiacin, mayor es la do-sis que se necesita.

DIAGNSTICO DE ENFERMEDADES

La glndula tiroides absorbe el yodo que se ingiere con los alimentos. Para el estudio deesta glndula se administra al paciente uno de los istopos radiactivos del yodo. La radia-cin que emite, una vez fijado en la glndula tiroides, es detectada por un equipo que repro-duce la imagen de la misma. Esta tcnica se denomina centellografa y la imagen obtenida,centellograma. Empleando otros radionucleidos es posible detectar lesiones y tumores endistintos rganos.

Centellograma(relacin pulmn/corazn)


Centellograma de todo el cuerpo

TRATAMIENTO

Tambin se emplea radiacin para destruir clulas cancerosas, ya sea insertando agujas deun material radiactivo en la zona afectada o bien irradiando con radiacin x gamma prove-niente de aceleradores de partculas o fuentes de cobalto 60.

Equipo deradioterapia


INDUSTRIA

La capacidad que posee la radiacin gamma de atravesar metales se aprovecha para obte-ner radiografas de los mismos, que reciben el nombre de gammagrafas. De esta forma sepueden detectar imperfecciones en piezas metlicas, principalmente en las soldaduras.

Los equipos de gammagrafa tienen ciertas ventajas sobre los equipos de rayos x conven-cionales, ya que son porttiles y no necesitan una fuente exterior de energa.

El espesor de productos que se fabrican en pelculas o lminas en forma continua puede sermedido empleando radiacin. El equipo consiste en una fuente emisora que se coloca porencima del material cuyo espesor se quiere controlar. Un detector situado debajo indica laintensidad de la radiacin que atraviesa el material, que decrece si aumenta el espesor.

Se puede controlar el nivel del lquido contenido en un tanque o un equipo empleando radia-cin gamma, de forma tal que cuando llega a la altura a que est colocada la fuente se pro-duce una fuerte disminucin de la intensidad de la radiacin en el otro extremo delrecipiente.

Muchas reacciones qumicas se producen en presencia de radiacin. Un ejemplo es la reac-cin por la cual se endurece la resina polister con la que se impregnan maderas blandas, alas que se les confieren mejores caractersticas como ser resistencia al agua y a la abra-sin. En la polimerizacin del polietileno se obtiene un producto de mayor resistencia mec-nica a altas temperaturas cuando se realiza en presencia de radiacin.

En la industria textil y en las que se fabrican pelculas plsticas, se emplean radionucleidosque emiten radiacin alfa, como el polonio 210, para neutralizar la electricidad esttica queadquieren por rozamiento. De esta forma se evitan riesgos de incendios originados por chis-pas producidas entre el material cargado elctricamente y las partes metlicas de la maqui-naria.

Se pueden realizar estudios de la lubricacin y desgaste de las partes mviles de maquina-rias empleando un istopo radiactivo de un metal, como el hierro 59. Al desgastarse la piezacon el uso pasa parte del material radiactivo al lubricante, donde es detectado. Por esta tc-nica se puede estudiar el desgaste de un pistn en un motor.

ARQUEOLOGA Y PALEONTOLOGA

Todos los seres vivos, ya sean animales o plantas, contienen carbono. Un porcentaje muypequeo de ese carbono es radiactivo (carbono 14).

El carbono 14 se genera continuamente en la alta atmsfera por reaccin de los ncleos denitrgeno 14 con neutrones provenientes de los rayos csmicos.


El carbono 14 se transforma luego en dixido de carbono radiactivo y en esta forma es asi-milado por los vegetales que contienen clorofila mediante la fotosntesis. Al alimentarse losanimales herbvoros incorporan carbono 14 proveniente de las plantas.

Cuando el animal o la planta mueren, dejan de incorporar CO2; el contenido de carbono 14disminuye con el tiempo, ya que al emitir una radiacin beta negativa se convierte en nitr-geno 14, que es estable.

Algo similar ocurre con la argamasa ya que cuando termina de fraguar deja de incorporarCO2.

Cada 5730 aos, el contenido de carbono 14 se reduce a la mitad del valor inicial ya que esees su perodo de semidesintegracin. Por lo tanto, midiendo la actividad del carbono 14 pre-sente en los restos de animales, plantas u objetos confeccionados por el hombre hace mi-les de aos, es posible conocer su contenido, que, comparado con el total de carbono,permite determinar su antigedad.

Por este mtodo es posible determinar edades de hasta 50 000 aos. Otros mtodos basa-dos en relaciones isotpicas permiten estimar edades de hasta centenares de millones deaos.

HIDROLOGA

El movimiento de las corrientes de aguas subterrneas se puede rastrear agregando a lasmismas un radionucleido. Esto permite descubrir depsitos subterrneos de agua que pue-den utilizarse en el riego.

Otra aplicacin la constituye el estudio del movimiento de los sedimentos en los lechos delos ros y en las costas marinas. Determinaciones de este tipo se han hecho en el Ro de laPlata y en el puerto de Mar del Plata, en relacin con los trabajos de dragado.

INVESTIGACIN BIOLGICA

Como se mencion al tratar las aplicaciones en alimentos, los radionucleidos permiten es-tudiar la velocidad de absorcin y distribucin de sustancias nutrientes en las plantas.

Una de las aplicaciones ms importantes en esta ciencia permiti estudiar en 1948 el me-canismo de la fotosntesis, empleando dixido de carbono conteniendo carbono 14.

Tambin se estudian con radionucleidos los ciclos vitales, migracin y hbitos alimentariosde insectos, peces y otros animales.


PRODUCCIN DE ENERGA ELCTRICA

La produccin de energa elctrica a partir de combustible nuclear en una central nuclear esuna importante aplicacin de las radiaciones ionizantes. Existen en la Argentina dos centra-les nucleares en funcionamiento denominadas central nuclear Atucha I (CNA I), en la locali-dad de Lima, provincia de Buenos Aires y la central nuclear Embalse (CNE), sita en Embalse,provincia de Crdoba. Una tercera central, vecina a la CNA I, se halla actualmente en etapade construccin.

La generacin de electricidad en centrales nucleares es una de las etapas del ciclo de com-bustible nuclear. Este ciclo comprende la minera y procesado del uranio, la fabricacin deelementos combustibles para reactores, la operacin misma de las centrales elctricas, yel transporte, tratamiento y la gestion de los productos de residuos radiactivos.

DOSIS MEDIA ANUAL

En la Figura 7 pueden observarse las diferentes contribuciones a la dosis efectiva mediaanual debida a fuentes naturales y artificiales de radiacin.

Figura 7. Dosis efectiva media anual (mSv)

BIBLIOGRAFA

ATTIX, F.H. Introduction to Radiological Physics and Radiation Dosimetry. New York, J. Wi-ley, 1986.

CEMBER, H. Introduction to Health Physics. 3. ed. New York, McGraw Hill, 1996.

NATIONAL RADIOLOGICAL PROTECTION BOARD. Living with Radiation. 5.ed. London,NRPB, 1999.


Fuentes naturales

Precipitacin radiactiva

Aplicaciones mdicas

Generacin nucleoelctrica

2,4

0,01

0,4

0,001

SOCIEDAD ARGENTINA DE RADIOPROTECCIN. Radiacin. Dosis, Efectos, Riesgos. Bole-tn de la Sociedad Argentina de Radioproteccin. No. Extraordinario. Buenos Aires, SAR,1989.

UNITED NATIONS SCIENTIFIC COMMITTEE ON THE EFFECTS OF ATOMIC RADIATION.UNSCEAR 1988 Report to the General Assembly, with annexes. Sources, Effects and Risksof Ionizing Radiation. New York, United Nations, 1988.

UNITED NATIONS SCIENTIFIC COMMITTEE ON THE EFFECTS OF ATOMIC RADIATION.UNSCEAR 1993 Report to the General Assembly with Scientific Annexes. Sources andEffects of Ionizing Radiation. New York, United Nations, 1993.



MAGNITUDES DOSIMTRICAS

La definicin precisa de conceptos y magnitudes utilizadas para cuantificar la exposicin a las

radiaciones ionizantes es esencial para evaluar los efectos de dicha exposicin.

Por esta razn, durante la realizacin del primer Congreso Internacional de Radiologa (Lon-

dres 1925) se cre la ahora denominada Comisin Internacional de Mediciones y Unidades

de Radiacin (ICRU, sigla en ingls) cuya funcin ha sido definir unidades y magnitudes de

radiacin. Sus primeras recomendaciones datan del ao 1927, oportunidad en que define

una unidad para la cantidad de rayos x basada en la ionizacin del aire, el roentgen.

Para la radioproteccin, otro organismo internacional conocido actualmente como la Comi-

sin Internacional de Proteccin Radiolgica (ICRP, sigla en ingls) y creada en ocasin del

segundo Congreso Internacional de Radiologa (Estocolmo 1928) trabaja en estrecha rela-

cin con el ICRU.

El contenido de este captulo y el siguiente se basa en las recomendaciones de ambas co-

misiones (ICRU e ICRP).

A continuacin se especifican algunos trminos que sern utilizados en las definiciones de

las magnitudes dosimtricas bsicas.

IONIZACIN

Proceso mediante el cual uno o ms electrones son liberados de tomos, molculas o cual-

quier otro estado ligado en que se encuentren. Si la energa impartida al electrn no es sufi-

ciente para arrancarlo del tomo, pero alcanza para que adquiera un estado de mayor

energa, se dice que se ha producido un proceso de excitacin.

RADIACIN IONIZANTE

Partculas, con o sin carga elctrica, capaces de causar ionizacin y excitacin en los to-

mos de cualquier medio que atraviesan.

RADIACIN DIRECTAMENTE IONIZANTE

Est constituida por partculas cargadas elctricamente tales como electrones, protones,

deuterones y partculas alfa.

RADIACIN INDIRECTAMENTE IONIZANTE

Est constituida por partculas sin carga elctrica, tpicamente fotones y neutrones.

Magnitudes dosimtricas - Captulo 2 pgina 19

captulo

2


INTERACCIN

Proceso en el cual la energa o la direccin de la trayectoria de la partcula incidente, es alte-

rada. La interaccin puede ser seguida de la emisin de una o varias partculas secundarias.

EVENTO DE DEPOSICIN DE ENERGA

Evento en el cual una partcula ionizante o el grupo de partculas ionizantes asociadas (se-

cundarias a ella), imparten energa en un volumen dado de materia.

PUNTO DE INTERS

Es el volumen elemental de material expuesto a la radiacin en el que se mide una dada

magnitud.

MAGNITUDES DOSIMTRICAS BSICAS

En la tabla siguiente se describen las magnitudes fsicas que caracterizan un campo de

radiacin:

Definicin Smbolo Unidad Expresin

Flujo de partculasEs el cociente de dN por dt, donde dN es el incremento delnmero de partculas en el intervalo de tiempo dt.

N

s-1 NdN

dt

Fluencia de partculasEs el cociente dN por da, donde dN es el nmero de

partculas incidentes sobre una esfera cuya seccin

transversal tiene un rea elemental da.*

m-2 dN

da

Tasa de fluencia de partculasEs el cociente de d por dt, donde d es el incremento de

partculas en un intervalo de tiempo dt.

m-2 . s-1

d

dt

d N

da dt

2

.

Flujo de energaEs el cociente de dR por dt, donde dR es el incremento de la

energa radiante en un tiempo dt.R

J.s-1 = W RdR

dt

Fluencia de energaEs el cociente de dR por da, donde dR es el incremento de la

energa radiante incidente sobre una esfera cuya seccin

transversal tiene un rea elemental da.

J.m-2 dR

da

Tasa de fluencia de energaEs el cociente de d por dt, donde d es el incremento de

la fluencia de energa en el intervalo de tiempo dt.

J.m-2. s-1 = W.m-2

d

dt

d R

da dt

2

.

*Nota: El rea da debe ser perpendicular a cada direccin de la radiacin; para asegurar esta condicin se considera que la radia-

cin incide sobre una esfera de volumen elemental cuya seccin transversal es da, la que puede adoptar cualquier orientacin.

pgina 20 Captulo 2 - Magnitudes dosimtricas

ENERGA IMPARTIDA

Los eventos de deposicin de energa son de carcter discreto y su ocurrencia en un puntode la materia irradiada responde a una descripcin probabilstica para los diferentes modosposibles de interaccin. La correlacin entre la energa de radiacin que es recibida por lamateria expuesta y el efecto observado se obtiene como un balance entre la energa trans-portada por las partculas que ingresan y las que egresan de esa masa incluyendo los cam-bios producidos en la masa en reposo.

La energa impartida por la radiacin ionizante a la materia contenida en un volumen dado

se define como:

Unidad: joule (J)

donde,

in , es la suma de las energas, excluyendo energas de masas en reposo, de todas las

partculas directa o indirectamente ionizantes que hayan entrado al volumen considerado.

out , es la suma de las energas, excluyendo energas de masas en reposo, de todas las par-

tculas directa o indirectamente ionizantes que hayan abandonado el volumen considerado.

Q

, es la suma de las energas equivalentes a las masas en reposo generadas o destrui-

das durante las transformaciones de ncleos y de partculas elementales que hayan ocurri-

do dentro del volumen considerado.

Las magnitudes asociadas con la deposicin de energa que las radiaciones ionizantes en-

tregan al atravesar un medio material, se describen en la siguiente tabla:


Energa impartida especficaSe define como el cociente entre la energa impartida y la

masa irradiada, contenida en el volumen considerado.

z J.kg-1 zm

Dosis absorbidaEs el cociente entre d y dm, donde d es la energa

impartida media por la radiacin ionizante a una masa dm de

materia.

D J.kg-1 gray (Gy) Dd

dm

Tasa de dosis absorbidaLa tasa de dosis es el cociente entre dD y dt, donde dD es el

incremento de la dosis absorbida en el intervalo de tiempo dt.D

J.kg-1.s-1 o Gy.s-1 DdD

dt

KermaEs el cociente entre dEtr y dm, donde dEtr es la suma de las

energas cinticas iniciales de todas las partculas ionizantes

cargadas, liberadas por partculas ionizantes sin carga en la

masa dm.

K J.kg-1 KdE

dm

tr

Tasa de kermaEs el cociente entre dK y dt, donde dK es el incremento de

kerma producido en el intervalo dt.K

J.kg-1.s-1 o Gy. s-1 KdK

dt


in out Q


Transferencia lineal de energaLa transferencia lineal de energa L

, tambin llamada poder

frenador lineal restringido, de un material para partculas

cargadas es el cociente entre dE y dl, donde dE es la energa

perdida por la partcula cargada al atravesar una distancia dl,

debido a todas las colisiones con electrones cuya prdida de

energa es menor o igual que .

Cuando no se pone restriccin al intervalo de energa se

habla de transferencia lineal de energa no restringida. En ese

caso, se tiene L L

.

L

J.m -1 o keV m. 1 LdE

dl

EXPOSICIN

La magnitud exposicin X, se define como el cociente:

Unidad: C.kg-1

donde dQ es el valor absoluto de la carga total de los iones de un signo producidos en airecuando todos los electrones liberados por fotones, en un volumen elemental de aire cuyamasa es dm, son completamente frenados en aire. La carga se mide en coulomb (C).

La unidad prctica adoptada originalmente para esta magnitud, posee el nombre especialde roentgen (R), con una equivalencia: 1 R = 2,58 10-4 C.kg-1. En la actualidad se recomien-da abandonar el uso la magnitud exposicin empleando, en su lugar, la magnitud kerma enaire y su correspondiente unidad, el Gy.

FACTOR DE CALIDAD DE LA RADIACIN, Q

El factor de calidad Q es un coeficiente adimensional definido en funcin de la transferencialineal de energa no restringida L

en agua. La relacin funcional Q(L) propuesta por la publi-

cacin 60 del ICRP, se muestra en la Tabla 1.

Las radiaciones x y se consideran radiaciones de baja L (en la prctica suele decirse de

baja LET). Por su parte, las partculas , los ncleos atmicos y los neutrones son radiacio-nes de alta L o, equivalentemente, de alta LET.

Tabla 1. Relacin funcional Q(L)

L (keV/m) en agua Q(L)

< 10 1

10 a 100 0,32L - 2,2

> 100 300/ L

La dosis absorbida multiplicada por dicho factor se denomina equivalente de dosis, confor-me a la publicacin 60 del ICRP y se utiliza solamente con fines de calibracin.


XdQ

dm

MAGNITUDES UTILIZADAS EN PROTECCIN RADIOLGICA

Antes de introducir los conceptos de dosis equivalente y dosis efectiva veamos brevemen-

te que tipos de efectos biolgicos producen las radiaciones.

La radiacin puede afectar al organismo humano daando o destruyendo clulas. Dosis

grandes de radiacin pueden destruir muchas clulas produciendo irritacin superficial,

quemaduras, otros daos serios o aun, la muerte. Estos efectos, conocidos como determi-

nistas, no se manifiestan, en general, a dosis menores de 1Gy.

Si la radiacin daa al ADN de una clula, es posible que durante la reproduccin de la mis-

ma se manifiesten anomalas que puedan iniciar el desarrollo de un cncer. Los efectos de-

bidos al dao causado a las clulas de ovarios o testculos slo se pondran de manifiesto en

la progenie del individuo expuesto. A mayor dosis, es ms probable que el dao pueda origi-

nar un cncer o un defecto gentico. Estos efectos se denominan estocsticos ya que la

probabilidad del dao, no su gravedad, aumenta con la dosis.

Estos conceptos aplicarn en algunas de las magnitudes definidas a continuacin.

DOSIS ABSORBIDA EN UN RGANO, DT

La dosis absorbida est definida de forma tal que se puede especificar en un punto determi-

nado del cuerpo. Sin embargo, con fines de proteccin

radiolgica, resulta conveniente definir la dosis media

en un rgano o tejido a travs del cociente,

donde T es la energa total impartida a un tejido u r-

gano de masa mT . La masa mT puede variar desde me-

nos de 10 g como en el caso de ovarios hasta ms de 70 kg para todo el cuerpo.

Unidad: J.kg-1 = Gy

FACTORES DE PONDERACIN DE LA RADIACIN, WR

Con el fin de evaluar los efectos biolgicos de una determinada radiacin, la dosis absorbida

en un rgano resulta insuficiente debido, principalmente, a que no tiene en cuenta la distri-

bucin de energa en el rgano considerado. Diferentes factores han sido utilizados histri-

camente para cuantificar dicho fenmeno, en particular la eficiencia biolgica relativa y el

factor de calidad de la radiacin.

En este mismo sentido, desde 1990 se utilizan con fines de proteccin radilogica, los fac-

tores de ponderacin de la radiacin wR. Estos factores dependen del tipo y energa del

campo de radiacin incidente sobre la persona expuesta o del radioistopo depositado in-

ternamente.

En la Tabla 2 se muestran los valores para los factores de ponderacin de la radiacin wRpara distintos tipos de radiaciones, recomendados en la publicacin ICRP 60.


DmT

T

T

Tabla 2. Factores de ponderacin de la radiacin, wR

Tipo de radiacin wR

Fotones de todas las energas 1

Electrones y muones, todas las energas 1

Neutrones con energas,100 keV a 2 MeV>2 MeV a 20 MeV>20 MeV

51020105

Protones, salvo los de retroceso, de energas mayores que 2 MeV 5

Partculas alfa, fragmentos de fisin y ncleos pesados 20

DOSIS EQUIVALENTE EN UN RGANO O TEJIDO, HT

En proteccin radiolgica interesa ponderar la dosis absorbida en un rgano mediante la ca-

lidad de la radiacin incidente. A tal efecto se define la dosis equivalente media en un rga-

no o tejido T como el producto entre la dosis absorbida media en el rgano o tejido T y el

factor de ponderacin de la radiacin,

Unidad: J.kg-1

La unidad de la magnitud dosis equivalente recibe el

nombre de sievert (Sv).

Para el caso de campos de radiacin compuestos por diferentes tipos de partculas y ener-

gas, la expresin ms general de la dosis equivalente

en un rgano HT es,

FACTOR DE PONDERACIN DE LOS TEJIDOS U RGANOS, wT

Se ha observado que la relacin existente entre la probabilidad de aparicin de efectos

estocsticos y la dosis equivalente depende tambin del rgano o tejido irradiado. Resul-

ta por tanto apropiado definir otra magnitud, derivada de la dosis equivalente, para expre-

sar el efecto estocstico total debido a una combinacin arbitraria de las dosis recibidas

en los diferentes ganos y tejidos del cuerpo. El factor utilizado para ponderar la dosis

equivalente en un tejido u rgano se denomina factor de ponderacin del tejido, wT. Los

valores de wT, indicados en la Tabla 3, se han elegido de tal forma que una dosis equivalen-te uniforme en todo el cuerpo d lugar a una dosis efectiva numricamente igual a dicha

dosis uniforme. La suma de los factores de ponderacin de las distintos tejidos es, enton-

ces, igual a la unidad.


H w DT R T R . ,

H w DT RR

T R ,

Tabla 3. Factores de ponderacin de los tejidos, wT

Tejido u rgano wT

GonadasMdula sea (roja)

ColonPulmn

EstmagoVejiga

MamasHgadoEsfagoTiroides

PielSuperficie sea

Resto

0,200,120,120,120,120,050,050,050,050,050,010,010,05

El resto est compuesto, a los efectos del clculo, de los tejidos u rganos adicionales si-guientes: glndulas suprarrenales, cerebro, intestino grueso superior, intestino delgado, ri-ones, msculo, pncreas, bazo, timo y tero.

DOSIS EFECTIVA, E

La dosis efectiva, E, es la suma de las dosis equivalen-tes ponderadas en todos los rganos y tejidos delcuerpo. Est dada por la siguiente expresin:

Unidad: J.kg-1 = Sv

donde HT es la dosis equivalente en el tejido u rgano T y wT es el factor de ponderacin para

el tejido T.

Notar que expresando HT en funcin de la dosis absor-

bida en el rgano T resulta:

En la expresin obtenida puede observarse la dependencia que presenta la dosis efectiva,tanto de los factores de ponderacin de la radiacin como de los factores de ponderacinde cada rgano T.

DOSIS EQUIVALENTE COMPROMETIDA EN UN RGANO O TEJIDO, HT()

La exposicin a un campo externo de radiacin tiene como resultado inmediato una deposi-cin de energa en cada rgano o tejido. Sin embargo, la irradiacin interna de un tejido cau-sada por la incorporacin de un dado radionucleido se extiende en el tiempo, producindoseel depsito de energa a medida que el nucleido decae en el interior del organismo. Para te-ner en cuenta este comportamiento se recomienda el uso de la dosis equivalente compro-metida, definida como la integral, en un dado perodo de tiempo, de la tasa de dosisequivalente en un determinado tejido que ser recibida por un individuo tras una incorpora-cin de material radiactivo.


E w HTT

T .

E w w DTT

RR

T R . . ,

La dosis equivalente comprometida se define, enton-

ces, mediante la siguiente expresin:

Unidad: J.kg-1 = Sv

La integral corresponde a una sola incorporacin al

tiempo to y donde, H T

es la tasa de dosis equivalente en un tejido u rgano T, al tiempo t,y

es el perodo de tiempo sobre el cual se efecta la integracin.

Cuando no est especificado, se toma igual a 50 aos para adultos y en el caso de nios,

se integra hasta la edad de 70 aos.

En la Figura 1 se esquematiza la relacin entre la dosis absorbida, la dosis equivalente y la do-sis efectiva.

Figura 1. Relacin entre las dosis en el cuerpo humano

DOSIS EFECTIVA COMPROMETIDA, E()

Si las dosis equivalentes comprometidas en cada tejido u rgano debidas a una dada incor-poracin se multiplican por los correspondientes fac-tores de ponderacin wT, y se suman dichosproductos, se obtiene la dosis efectiva comprometida,

Unidad: J.kg-1 = Sv

MAGNITUDES PARA GRUPOS DE INDIVIDUOS EXPUESTOS

DOSIS EQUIVALENTE COLECTIVA, ST

Esta magnitud expresa la exposicin total a la radia-cin de un rgano determinado T, en un grupo de indi-viduos y se define mediante la integral siguiente,

donde, (dN/dHT)dHT es el nmero de individuos que re-

ciben una dosis equivalente comprendida en el intervalo HT y HT + dHT.


H H tT Tto

to( ).

dt

E w HTT

T( ) .

S HdN

dHdHT T

TT

0

RGANOSDosis

equivalente[Sv]

CUERPO ENTERODosis efectiva

[Sv]

Factores deponderacin

de la radiacinWR

Factores deponderacinde los tejidos

WT

FUENTEExterna oInterna

RGANOSDosis

absorbida[Gy]

Emisin

DT HT E

La forma discretizada de expresar esta magnitud es

mediante la sumatoria siguiente,

donde, Ni es el nmero de individuos en el subgrupo i-

simo de la poblacin, que reciben una dosis equiva-

lente media en el rgano T igual a H T i, .

Unidad: Sv.hombre

DOSIS EFECTIVA COLECTIVA, S

Si se desea dar una medida de la exposicin a la radia-

cin en una poblacin, se puede calcular la dosis efec-

tiva colectiva, mediante la siguiente expresin:

donde ahora (dN/dE)dE indica el nmero de individuos

expuestos por intervalo diferencial de dosis efectiva.

BIBLIOGRAFA

ATTIX, F.H. Introduction to Radiological Physics and Radiation Dosimetry. New York, J. Wi-ley, 1986.

INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION. Limits for Intakes of Ra-dionuclides by Workers. ICRP Publication 30. Part. Annals of the ICRP 4 N 3/4, 1980. Ox-ford, Pergamon, 1980.

INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION. 1990 Recommenda-tions of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 60. Ox-ford, Pergamon, 1990.

INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIATION UNITS AND MEASUREMENTS. Measure-ments of Dose Equivalents from External Photon and Electron Radiations. ICRU Report N 47.Bethesda, Maryland, USA, ICRU, 1992.

INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIATION UNITS AND MEASUREMENTS. Funda-mental Quantities and Units for Ionizing Radiation. ICRU Report N 60. Bethesda, Maryland,USA, ICRU, 1998.


S EdN

dEdE

0

S H NT T ii

i , .


DOSIMETRA EN RADIOPROTECCIN

Durante el desarrollo de una prctica con radiaciones ionizantes existen dos formas de ex-

posicin:

Irradiacin externa.

Contaminacin interna.

La irradiacin externa es caracterstica en el trabajo con fuentes encapsuladas y se d, porejemplo, en prcticas tales como el radiodiagnstico y la radioterapia.

La contaminacin interna es caracterstica en las prcticas que utilizan fuentes abiertas.Esta contaminacin con material radiactivo en el organismo puede tener lugar por distintasvas de entrada, tales como, la ingestin, la inhalacin o directamente a travs de la piel.Los trabajadores pertenecientes a la medicina nuclear estn expuestos a este tipo de ries-go y a la irradiacin externa.

Tanto la dosimetra de la irradiacin externa como la dosimetra de la contaminacin inter-na, con fines de proteccin radiolgica, tienen por objetivo final la determinacin de las do-sis equivalentes en diferentes rganos y tejidos del cuerpo humano y, principalmente, de ladosis efectiva.

Teniendo en cuenta que en la contaminacin interna deben considerarse mecanismos es-pecficos de incorporacin de radionucleidos al organismo, los procedimientos para evaluarlas dosis en el cuerpo, son diferentes a los empleados en la irradiacin externa. Por lo tanto,en las secciones siguientes se desarrollan, por separado, los mtodos dosimtricos em-pleados en cada una de las dos formas de exposicin mencionadas.

IRRADIACIN EXTERNA

Desde un punto de vista dosimtrico resulta necesario poder estimar, con fines de protec-cin radiolgica, la dosis efectiva que recibe un trabajador en un dado campo de radiacin.La evaluacin de la dosis efectiva requiere en principio el conocimiento detallado de la dosisequivalente media en varios rganos y/o tejidos del cuerpo. Dado que estas magnitudesson difciles de conocer e imposibles de medir durante las prcticas con radiaciones, es ne-cesario disponer de mtodos alternativos para su estimacin.

El problema de evaluar adecuadamente la dosis efectiva, E, tiene dos posibles soluciones:

A partir de magnitudes fsicas, tales como kerma en aire (Ka) o fluencia de energa ().

Dosimetra de la contaminacin interna - Captulo 3 pgina 29

captulo

3


A partir de magnitudes operacionales de uso prctico en proteccin radiolgica de la

irradiacin externa (la dosis equivalente ambiental, H*(d) y la dosis equivalente personal,

Hp(d)), definidas en la publicacin ICRU 39.

Veamos a continuacin cada uno de estos mtodos.

ESTIMACIN DE LA DOSIS EFECTIVA A PARTIR DEL KERMA EN AIRE

Existen mtodos de clculo dosimtrico que permiten obtener las distribuciones de dosis

equivalente y la dosis efectiva en campos externos de rayos x y , para diferentes energas y

geometras de irradiacin.

En las publicaciones ICRP 51 e ICRP 74 es posible encontrar los resultados de dichos clcu-

los expresados como factores de conversin dosimtricos para irradiacin externa. Como

ejemplo, en la Figura 1 se puede observar el factor que expresa la relacin entre la dosisefectiva y el kerma en aire libre de receptor en campos externos de radiacin x y , para dis-

tintas geometras de irradiacin.

Figura 1. Relacin entre la dosis efectiva, E, y kerma en aire, en funcin de la energa de los fotones, para distintas geometrasde irradiacin

Las geometras de irradiacin estudiadas son:

A/P: el campo de irradiacin incide perpendicular al eje longitudinal del cuerpo, desde la

parte anterior hacia la posterior.

P/A: incidencia desde la parte posterior hacia la parte anterior del cuerpo.

LAT: el campo de radiacin incide lateralmente, en forma perpendicular al eje longitudi-

nal del cuerpo. Cuando es necesario, se especifica si es desde la derecha a la izquierda

pgina 30 Captulo 3 - Dosimetra de la contaminacin interna

0.01 0.1 10.0

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

1.2

1.4

1.6

1.8

2.0AP

PA

ILAT

ROT

ISO

E/Ka

(Sv/

Gy)

Energa de fotones (MeV)

(DLAT) o desde la izquierda a la derecha (ILAT); en caso de no existir diferencias signifi-

cativas entre las dosis absorbidas para ambas geometras, se trabaja con el promedio.

ROT: se define al rotar el cuerpo a una velocidad constante, en un haz unidireccional, per-

pendicular al eje longitudinal.

ISO: se define como un campo de radiacin en el que el nmero de partculas por unidad

de ngulo slido es independiente de la direccin.

Figura 2. Geometras de irradiacin

Las geometras de irradiacin

definidas son idealizaciones de

las situaciones prcticas. Por

ejemplo, las geometras A/P,

P/A y LAT son consideradas

como aproximaciones del cam-

po de radiacin producido por

fuentes nicas alejadas del tra-

bajador. La geometra ROT, es

una aproximacin de un caso

de irradiacin proveniente de

una fuente plana ampliamente

dispersada, mientras que la

geometra ISO es una aproxi-

macin para el caso de un

cuerpo inmerso en una nube

radiactiva. La Figura 2 esquema-tiza las geometras de irradia-

cin enumeradas.

Utilizando al factor de conver-sin representado en la Figura1 es posible a partir de una me-

dicin en aire libre y conociendo las caractersticas del campo de radiacin (energa y condi-cin geomtrica) estimar la dosis efectiva.

Ejemplos:

Supongamos que en un campo externo de radiacin proveniente de una fuente de cobalto60 se midi en un punto un valor de kerma en aire libre de 2 mGy.

a) Cul es la dosis efectiva recibida por una persona en ese lugar?

Suponiendo geometra A/P y energa de 1,2 MeV, entrando en la Figura 1, resulta un factorde conversin:

E

K

mSv

mGy 1


Por lo tanto, E = 2 mSv

Repitamos la evaluacin pero ahora suponiendo un campo de rayos x monoenergtico de

100 keV y geometra A/P.

El factor de conversin obtenido de la Figura 1 resultaE

K

mSv

mGy 14,

Por lo tanto, E = 2,8 mSv.

b) Veamos ahora cmo determinar la dosis equivalente en tiroides en los mismos campos de radiacin anteriores.

El factor de conversin entre kerma en aire libre y dosis equivalente en tiroides se muestra

en la Figura 3.

Figura 3. Relacin entre la dosis equivalente en tiroides y el kerma en aire en funcin de la energa de los fotones, para distintasgeometras de irradiacin

Para E = 1,2 MeV

geometra A/P

H

K

mSv

mGyH mSvT

atiroides 125 2 50, ,

Ka = 2 mSv

Para E = 100 keV

geometra A/P

H

K

mSv

mGyH mSvT

atiroides 190 3 80, ,

Ka = 2 mSv


0.01 0.1 1

0.0

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

1.2

1.4

1.6

1.8

2.0AP

PA

ILAT

ROT

ISO

H/K

(Sv/

Gy)

Ta


Tiroides

Notar que para una misma medicin de kerma en aire libre, la dosis efectiva y la dosis equi-

valente en tiroides para energa de rayos x de 100 keV son casi un 50% mayores que para

radiacin de cobalto 60. Se observa, adems, que la dosis en aire sola no es indicativa de

la dosis en el cuerpo.

Se muestran, complementariamente, en la Figura 4 los factores de conversin que permitentransformar la medicin en aire libre (kerma) en la dosis equivalente en diferenes tejidos ra-

diosensibles tales como piel, mamas, mdula sea roja, colon, pulmones y cristalino para

irradiacin A/P como funcin de la energa de la radiacin x incidente.

Figura 4. Dosis equivalente en diferentes rganos en funcin de la energa para geometra A/P

ESTIMACIN DE LA DOSIS EFECTIVA A PARTIR DE MAGNITUDES OPERACIONALES

Con el objeto de simplificar la metodologa anterior, y no porque necesariamente haya que

abandonarla, se han introducido magnitudes operacionales para la irradiacin externa que

permiten una estimacin rpida de las dosis en el cuerpo humano.

Las principales magnitudes de aplicacin introducidas en la publicacin 39 de ICRU y adop-

tadas en la norma AR 10.1.1. son la dosis equivalente ambiental y la dosis equivalente indi-

vidual.

Las magnitudes operacionales para dosimetra de rea o ambiental fueron definidas, para

radiacin x y , en un fantoma esfrico tejido equivalente indicado en la Figura 5.


0.01 0.10 1.00 10.00

0.0

0.5

1.0

1.5

2.0

E/Ka

(Sv/

Gy)


PIEL

MAMA

MDULA SEA ROJA

COLON

PULMN

CRISTALINO

Figura 5. Composicin de la esfera ICRU

Las magnitudes operacionales se definen en campos expandidos y alineados esquematiza-

dos en la Figura 6.

Campo expandido: los campos de radiacin en el punto de medicin se expanden con-

servando la fluencia y distribucin espectral y angular.

Campo alineado: los campos de radiacin en el punto de medicin son llevados a coinci-

dir en una determinada direccin, conservando la fluencia y la distribucin espectral.

Figura 6. Campos expandidos y alineados


11,1%C

2,6%N

10,1%H

76,2%O

30cm

EXPANDIDO Y ALINEADO

EXPANDIDO ALINEADO

Monitoraje de rea

En el monitoraje de rea se define la siguiente magnitud:

Dosis equivalente ambiental, H*(d)

Es la dosis equivalente que ser producida por el correspondiente campo alineado y expan-dido, a una profundidad d en el radio de la esfera ICRU. Esta magnitud es apropiada para ra-diacin fuertemente penetrante.

Figura 7. Relacin entre la dosis efectiva, E, y la dosis equivalente ambiental, H*(10), para fotones en distintas geometras deirradiacin

Se observa que la dosis equivalente ambiental H*(10) es mayor que la dosis efectiva en to-das las geometras de irradiacin presentadas en la Figura 7. Por lo tanto, si disponemos deun detector calibrado en unidades de dosis equivalente ambiental y lo empleamos en uncampo externo de radiacin x , el valor medido por dicho instrumento es un indicador(conservativo) de la dosis efectiva que recibira una persona en ese lugar.

El resultado anterior es un hecho importante e idealizado en el monitoraje de la irradiacinexterna: tener un instrumento cuya sola medicin aproxime el valor de la dosis efectiva enese lugar.

Dado que muy pocos laboratorios disponen de instrumentos calibrados en unidades de do-sis equivalente ambiental H*(10), est, por lo tanto, vigente la metodologa descrita en laseccin anterior: medir kerma en aire libre con instrumentos tradicionales y evaluar poste-riormente la dosis efectiva utilizando factores de conversin (vase Figura 1 y los ejemplosasociados a dicha figura).

Monitoraje individual

Para aplicacin en el monitoraje individual de la irradiacin externa del personal, se define lasiguiente magnitud:


0.01 0.1 10.0

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

AP

PA

ILAT

ROT

ISO

E/

H*(

10)

(Sv/

Gy)


Dosis equivalente individual, Hp(d)

Es la dosis equivalente en tejido muscular, a la profundidad apropiada d, bajo un punto es-pecificado en la superficie del cuerpo.

En todos los casos de aplicacin de las magnitudes de dosis equivalente ambiental e indivi-dual, se debe indicar la profundidad d en milmetros a que se la refiere. Para la piel y rganossuperficiales se recomienda d = 0,07 mm, para el cristalino d = 3 mm, mientras que pararganos y tejidos profundos y estimacin de la dosis efectiva, se adopta d = 10 mm.

En la Figura 8 se puede observar la relacin entre la dosis efectiva en un dado lugar y la dosisequivalente personal en ese mismo sitio, para radiacin x y , en diferentes geometras deirradiacin.

Figura 8. Relacin entre la dosis efectiva, E, y la dosis equivalente personal, Hp(10), para fotones en distintas geometras deirradiacin

Se observa que la dosis equivalente individual Hp(10) aproxima, en forma conservativa, a la

dosis efectiva que recibe una persona en el lugar, para radiacin x y en las geometras de

irradiacin presentadas en la Figura 8. Por lo tanto, calibrando adecuadamente dosmetros

individuales en unidades de Hp(10) se dispone de un detector cuya medicin nos permite

estimar dosis efectiva en los campos radiacin estudiados.

No obstante, se debe tener cuidado en no generalizar esta afirmacin a cualquier campo de

radiacin existente en la prctica. Por ejemplo, para una exposicin inhomognea la expre-

sin anterior no es vlida. En estos casos debe efectuarse un anlisis del lugar de trabajo y

determinar factores dosimtricos especficos para dicha prctica. Sin embargo muchas si-

tuaciones reales pueden aproximarse por alguna de las situaciones presentadas en la Figu-

ra 8. Para esos casos resulta aplicable que la dosis equivalente individual Hp(10) es un buen

estimador de la dosis efectiva que recibe una persona en el lugar de trabajo.


0.01 0.1 10.0

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

AP

PA

ILAT

ROT

ISO

E/

Hp(

10)

(Sv/

Sv)


CONTAMINACIN INTERNA

Durante el desarrollo de prcticas en las que se trabaja con material radiactivo en forma defuentes abiertas, el personal involucrado est expuesto a posibles incorporaciones, esto es,a contaminarse internamente. El radionucleido incorporado se deposita en rganos y teji-dos, que se comportan como fuentes de irradiacin. La energa se entrega en el mismo r-gano de depsito, en el caso de radiacin alfa y beta, y tambin en el resto del cuerpo en elcaso de radiacin gamma.

Por las caractersticas mismas del proceso, la estimacin de las dosis debidas a la incorpo-racin de material radiactivo, tiene una metodologa propia diferente de la utilizada en elcaso de irradiacin externa. La diferencia reside en el hecho de que la fuente, al estar incor-porada al organismo, seguir irradiando los tejidos hasta que decaiga o sea eliminada delorganismo. Esto conduce al concepto de dosis integrada debida a contaminacin interna.Conceptualmente, este trmino indica la dosis total que se recibe durante un tiempo esta-blecido debida a una o varias incorporaciones de material radiactivo.

Una contaminacin interna comprende las sucesivas etapas que se detallan a continuacin:

Depsito a nivel de la va de entrada.

Transferencia del material incorporado hacia la sangre (absorcin).

Distribucin de la actividad incorporada en todo el organismo, en forma uniforme o lo-

calizada en ciertos rganos o tejidos.

Retencin en rganos o tejidos.

Excrecin.

VAS DE ENTRADA

Las posibles vas de entrada de un contaminante al organismo son:

INHALACIN

El material radiactivo incorporado por inhalacin se deposita, inicialmente, en los distintos

tramos del tracto respiratorio, donde se depura por transferencia a la sangre y hacia los

ganglios linfticos y tambin, por pasaje al tracto gastrointestinal.

Para describir el comportamiento del material radiactivo inhalado en el tracto respiratorio, la

Comisin Internacional de Proteccin Radiolgica (ICRP) propuso un modelo pulmonar, pre-


Vas de entrada

Inhalacin Ingestin Absorcin a travs de la piel

sentado en la publicacin 30 de la ICRP, que se mantuvo vigente hasta el ao 1994. En ese

ao, fue reemplazado por otro modelo del tracto respiratorio, presentado en la publicacin

66 de la ICRP.

INGESTIN

Parte del material radiactivo incorporado por ingestin se transfiere hacia los lquidos extra-

celulares, particularmente, a nivel del intestino delgado. El resto es excretado por heces.

El pasaje por el tracto digestivo del material radiactivo incorporado est descripto en el mo-

delo para el tracto gastrointestinal de la publicacin 30 de la ICRP. Este modelo sigue an

vigente, y los cambios producidos ltimamente se refieren a la fraccin del material que,

desde el tracto digestivo, pasa a la sangre.

INCORPORACIN POR PIEL

La piel es, en general, una buena barrera para la incorporacin de material radiactivo. Sin

embargo deja de serlo cuando ha sufrido una lesin (herida o quemadura).

El material que ha atravesado la barrera cutnea puede ser transferido directamente a los l-

quidos extracelulares o bien ser retenido en los tejidos subcutneos y muscular y en los

ganglios linfticos locales.

MODELOS METABLICOS

Una vez que los radionucleidos han entrado al organismo por cualquiera de las posibles vas,

se distribuyen de acuerdo a las caractersticas fsico-qumicas de los compuestos y a sus

vas de entrada.

Para hallar la dependencia en el tiempo de la distribucin de los radionucleidos incorpora-

dos, esto es, encontrar las ecuaciones de retencin de los radionucleidos, se plantean mo-

delos biomatemticos que describen, en forma aproximada, los procesos reales. A causa

de la variabilidad biolgica, una descripcin matemtica de la distribucin del material ra-

diactivo en el organismo necesita la definicin del llamado hombre de referencia. Esto sig-

nifica fijar parmetros biolgicos que, si bien pueden no coincidir exactamente con los

reales de cada caso particular, sirven para los fines de proteccin radilogica y de referen-

cia para la evaluacin de casos individuales.

En general, los modelos metablicos planteados son del tipo compartimental con coeficien-

tes de transferencia constantes entre los diferentes compartimientos. Estos modelos me-

tablicos dan lugar a sistemas de ecuaciones diferenciales de primer orden con

coeficientes constantes, de cuya resolucin surgen las ecuaciones de retencin y de excre-

cin. Las ecuaciones de excrecin tienen particular importancia pues permiten estimar, en

algunos casos, la actividad incorporada de un determinado radionucleido a partir de medi-

ciones realizadas sobre excretas.

Para fines normativos, se usan los parmetros ya estimados para el hombre de referencia.

En evaluaciones dosimtricas particulares, puede ser necesario, segn sea la exactitud de-

seada en la evaluacin, fijar los parmetros para cada caso.


Los modelos propuestos para las vas de entrada pulmonar y a travs del tracto gastrointes-

tinal pueden ser utilizados para todos los radionucleidos. Luego de que el material radiactivo

pasa a sangre, lo que se denomina incorporacin sistmica, su distribucin y retencin en el

organismo se describe por modelos metablicos especficos para cada elemento incorpo-

rado.

En la Figura 9 se muestran las posibles vas de entrada y caminos metablicos a consideraren el anlisis de la contaminacin interna.

Figura 9. Vas de entrada y caminos metablicos

CLCULO DE LA DOSIS EQUIVALENTE EN UN RGANO

Una incorporacin de material radiactivo lleva a que ste se deposite en rganos o tejidos.

Cada uno de estos rganos o tejidos se comporta como una fuente de irradiacin para los

rganos o tejidos circundantes, y tambin para s mismos.

El rgano que irradia se denomina rgano fuente S, y cada uno de los rganos o tejidos irra-

diados se denominan blanco T.


Remocin Extrnseca

Herida

Piel

Piel

Orina

Ndulos Linfticos Tracto Respiratorio

Compartimiento deTransferencia

Inhalacin Exhalacin

Hgado

Tracto

Gastr

oInt

estin

al

Ingestin

HecesRin

VejigaUrinaria

Otrosrganos

TejidoSubcutneo

AbsorcinSudor

Para cada tipo de radiacin (i), de un determinado radionucleido (j), localizado en un rgano

fuente S, la dosis equivalente integrada en 50 aos HT(50) en un rgano blanco depende de

dos factores: la actividad integrada y la energa especfica efectiva.

ACTIVIDAD INTEGRADA

La actividad integrada US es el nmero total de desintegraciones del nucleido j en el rganofuente S durante un intervalo de tiempo prefijado posterior a la incorporacin.

La actividad presente en un rgano o tejido desaparece del mismo por el decaimiento fsico

del radionucleido y por su eliminacin biolgica (pasaje a otro rgano o tejido o excrecin).

La combinacin de estos dos procesos d por resulta-

do una funcin de la actividad, generalmente decre-

ciente en el tiempo y que se denomina funcin de

retencin. Estas funciones son en general del tipo ex-

ponencial o suma de exponenciales:

En la expresin de la derecha:

R(t) es la actividad retenida en un determinado rgano o tejido o en cuerpo entero en un de-

terminado tiempo t, y

ai es la fraccin de la actividad incorporada que se elimina con una constante ef,i

ef,i es la constante de decaimiento efectiva

Esta constante de decaimiento efectiva puede expre-

sarse como la suma de dos trminos:

donde:

bbT

ln2Tb : perodo de decaimiento biolgico

TT

ff

ln2Tf : perodo de decaimiento fsico

La integral en el tiempo de la funcin de retencin se denomina actividad integrada US y ex-

presa el nmero de desintegraciones en el intervalo de tiempo de inters. En el control ocu-

pacional la integracin se lleva a cabo por un espacio de tiempo equivalente a 50 aos. Se

contempla as la situacin ms desfavorable, esto es, una incorporacin de material radiac-

tivo producida en el comienzo de la vida laboral. En casos particulares, el intervalo de inte-

gracin ser el perodo de tiempo que se considere de inters para calcular la dosis (dosis

en un da, en un ao, etc.).


R t a eii

ef i t( ) ,

ef f b

ENERGA ESPECFICA EFECTIVA

La energa especfica efectiva (SEE) es la energa absorbida por unidad de masa en el rga-

no blanco T. Sus unidades son MeV/g desintegracin.

Los valores de SEE se encuentran tabulados en la publicacin 30 de la ICRP para diferentes

radionucleidos y para diferentes combinaciones de rganos fuente y blanco, por lo que no

es necesario calcularlos en una estimacin dosimtrica. Puede ser de inters modificarlos

en los casos particulares en que la masa de los rganos blanco considerados se alejan sig-

nificativamente de los datos del hombre de referencia.

DOSIS EQUIVALENTE COMPROMETIDA EN UN RGANO O TEJIDO, HT()

Teniendo en cuenta las expresiones obtenidas anteriormente la dosis equivalente inte-

grada a 50 aos, o dosis equivalente com-

prometida en un rgano blanco T, debida a

las desintegraciones producidas en un r-

gano fuente S, es:

Un factor numrico transforma, en la expre-

sin anterior, las unidades de modo que la dosis resultante se exprese en Sv.

La dosis equivalente comprometida absorbida por un rgano blanco se obtiene sumando el

aporte de todos los rganos fuente que lo irradian y de todos los tipos de emisiones corres-

pondientes a los radionucleidos presentes en los rganos fuente. En el caso de que una per-

sona haya incorporado ms de un radionucleido deben tenerse encuenta el aporte de cada

uno de ellos.

LMITE ANUAL DE INCORPORACIN (ALI)

En el control ocupacional de la contaminacin interna, se define un lmite secundario de uti-

lidad prctica para el diseo de instalaciones y para el control de las condiciones de trabajo.

Este lmite es conocido como el lmite anual de incorporacin (ALI, sigla en ingls).

Se denomina ALI a la actividad de un radionucleido que, incorporada anualmente, implica

una dosis efectiva integrada en 50 aos igual al lmite anual propuesto para la dosis efecti-

va, esto es 20 mSv.

Para determinar el valor del ALI, para un dado compuesto radiactivo, se

radioproteccion - autoridadregulatorianuclear

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