riesgos radiologicos

RADIACIONES IONIZANTES

RIESGOS GENERALES

Director del captulo Robert N. Cherry, Jr.

48SUMARIO

SumarioRobert N. Cherry, Jr. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48.2 Biologa radiolgica y efectos biolgicos Arthur C. Upton . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48.4 Fuentes de radiacin ionizante Robert N. Cherry, Jr. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48.11 Diseo de puestos de trabajo para seguridad radiolgica Gordon M. Lodde . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48.18 Seguridad radiolgica Robert N. Cherry, Jr. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48.26 Planificacin de medidas y gestin de accidentes radiolgicos Sydney W. Porter, Jr. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48.34

Introduccin

ENCICLOPEDIA DE SALUD Y SEGURIDAD EN EL TRABAJO

48.1

SUMARIO

48.1

48. RADIACIONES IONIZANTES

RIESGOS GENERALES

INTRODUCCIONINTRODUCCION

Robert N. Cherry, Jr. La radiacin ionizante est en todas partes. Llega desde el espacio exterior en forma de rayos csmicos. Est en el aire en forma de emisiones del radn radiactivo y su progenie. Los istopos radiactivos que se originan de forma natural entran y permanecen en todos los seres vivos. Es inevitable. De hecho, todas las especies de este planeta han evolucionado en presencia de la radiacin ionizante. Aunque los seres humanos expuestos a dosis pequeas de radiacin pueden no presentar de inmediato ningn efecto biolgico aparente, no hay duda de que la radiacin ionizante, cuando se administra en cantidades suficientes, puede causar daos. El tipo y el grado de estos efectos son bien conocidos. Si bien la radiacin ionizante puede ser perjudicial, tambin tiene muchas aplicaciones beneficiosas. El uranio radiactivo genera electricidad en centrales nucleares instaladas en muchos pases. En medicina, los rayos X permiten obtener radiografas para el diagnstico de lesiones y enfermedades internas. Los mdicos especializados en medicina nuclear utilizan material radiactivo como trazadores para formar imgenes detalladas de estructuras internas y estudiar el metabolismo. En la actualidad se dispone de radiofrmacos teraputicos para tratar trastornos como el hipertiroidismo y el cncer. Los mdicos utilizan en radioterapia rayos gamma, haces de piones, haces de electrones, neutrones y otros tipos de radiacin para tratar el cncer. Los ingenieros emplean material radiactivo en la operaciones de registro de pozos petrolferos y para medir la densidad de la humedad en los suelos. Los radilogos industriales se valen de rayos X en el control de calidad para observar las estructuras internas de aparatos fabricados. Las seales de las salidas de edificios y aviones contienen tritio radiactivo para que brillen en la oscuridad en caso de fallo de la energa elctrica. Muchos detectores de humos en viviendas y edificios comerciales contienen americio radiactivo. Estos numerosos usos de la radiacin ionizante y de los materiales radiactivos mejoran la calidad de vida y ayudan a la sociedad de muchas maneras. Pero siempre se deben sopesar los beneficios de cada uso con sus riesgos. Estos pueden afectar a los trabajadores que intervienen directamente en la aplicacin de la radiacin o el material radiactivo, a la poblacin en general, a las generaciones futuras y al medio ambiente, o a cualquier combinacin de los grupos enumerados. Ms all de consideraciones polticas y econmicas, los beneficios siempre deben superar a los riesgos cuando se trate de utilizar la radiacin ionizante.

La radiacin ionizante indirecta es producida por partculas sin carga. Los tipos ms comunes de radiacin ionizante indirecta son los generados por fotones con energa superior a 10 keV (rayos X y rayos gamma) y todos los neutrones. Los fotones de los rayos X y gamma interactan con la materia y causan ionizacin de tres maneras diferentes como mnimo: 1. Los fotones de energa ms baja interactan sobre todo mediante el efecto fotoelctrico, por el que el fotn cede toda su energa a un electrn, que entonces abandona el tomo o molcula. El fotn desaparece. 2. Los fotones de energa intermedia interactan fundamentalmente mediante el efecto Compton, en virtud del cual el fotn y un electrn colisionan esencialmente como partculas. El fotn contina su trayectoria en una nueva direccin con su energa disminuida, mientras que el electrn liberado parte con el resto de la energa entrante (menos la energa de unin del electrn al tomo o a la molcula). 3. La produccin de pares slo es posible con fotones cuya energa sea superior a 1,02 MeV. (Sin embargo, cerca de 1,02 MeV, el efecto Compton predomina todava. La produccin de pares predomina con energas ms altas.) El fotn desaparece, y en su lugar aparece una pareja electrn-positrn (este fenmeno slo ocurre en la proximidad de un ncleo, por consideraciones de conservacin del momento cintico y de la energa). La energa cintica total del par electrn-positrn es igual a la energa del fotn menos la suma de las energas de la masa residual de electrn y positrn (1,02 MeV). Estos electrones y positrones energticos se comportan entonces como radiacin ionizante directa. A medida que pierde energa cintica, un positrn puede llegar a encontrarse con un electrn, y las partculas se aniquilarn entre s. Entonces se emiten dos fotones de 0,511 MeV (por lo general) desde el punto de aniquilacin, a 180 grados uno de otro. Con un fotn dado puede ocurrir cualquiera de estos supuestos, salvo que la produccin de pares slo es posible con fotones de energa superior a 1,022 MeV. La energa del fotn y el material con el que interacta determinan qu interaccin es la ms probable. La Figura 48.1 muestra las regiones en las que predomina cada tipo de interaccin en funcin de la energa del fotn y del nmero atmico del absorbente. Figura 48.1 Importancia relativa de las tres interacciones principales de los fotones con la materia.

Radiacin ionizante

La radiacin ionizante consiste en partculas, incluidos los fotones, que causan la separacin de electrones de tomos y molculas. Pero algunos tipos de radiacin de energa relativamente baja, como la luz ultravioleta, slo puede originar ionizacin en determinadas circunstancias. Para distinguir estos tipos de radiacin de la radiacin que siempre causa ionizacin, se establece un lmite energtico inferior arbitrario para la radiacin ionizante, que se suele situar en torno a 10 kiloelectronvoltios (keV). La radiacin ionizante directa consta de partculas cargadas, que son los electrones energticos (llamados a veces negatrones), los positrones, los protones, las partculas alfa, los mesones cargados, los muones y los iones pesados (tomos ionizados). Este tipo de radiacin ionizante interacta con la materia sobre todo mediante la fuerza de Coulomb, que les hace repeler o atraer electrones de tomos y molculas en funcin de sus cargas.48.2

INTRODUCCION


RIESGOS GENERALES

Las interacciones ms comunes del neutrn con la materia son colisiones inelsticas, captura (o activacin) de neutrn y fisin. Todas ellas son interacciones con ncleos. Un ncleo que colisiona inelsticamente con un neutrn queda en un nivel de energa ms alto. Entonces puede liberar esta energa en forma de un rayo gamma, mediante la emisin de una partcula beta o de ambas formas. En la captura de neutrones, un ncleo afectado puede absorber el neutrn y expulsar energa en forma de rayos gamma o X o partculas beta, o ambas cosas. Las partculas secundarias causan despus ionizacin, como se ha visto antes. En la fisin, un ncleo pesado puede absorber al neutrn y se desdobla en dos ncleos ms ligeros, que casi siempre son radiactivos.

Efecto biolgico determinista. Se trata de un efecto biolgico causado por la radiacin ionizante y cuya probabilidad de aparicin es cero con dosis absorbidas pequeas, pero que aumentar aceleradamente hasta uno (probabilidad 100 %) cuando la dosis absorbida supere un nivel determinado (el umbral). La induccin de cataratas es un ejemplo de efecto biolgico estocstico. Dosis efectiva. La dosis efectiva E es la suma de las dosis equivalentes ponderadas en todos los tejidos y rganos del cuerpo. Es una magnitud utilizada en seguridad radiolgica, de manera que su empleo no es adecuado para medir grandes dosis absorbidas suministradas en un perodo de tiempo relativamente corto. Viene dada por: E = wT HTT

Cantidades, unidades y definiciones

H T = w R DT, RR

donde D es la dosis absorbida, d es la energa media impartida a la materia de masa dm. La unidad de dosis absorbida es el julio por kilogramo (J kg1). El nombre especial de la unidad de dosis absorbida es el gray (Gy). Actividad. Esta cantidad representa el nmero de transformaciones nucleares desde un estado energtico nuclear dado por unidad de tiempo. Se expresa con: dN A = dt donde A es la actividad, dN es el valor esperado del nmero de transiciones nucleares espontneas desde el estado de energa dado durante el intervalo de tiempo dt. Est relacionada con el nmero de ncleos radiactivos N mediante: A = N donde es la constante de desintegracin. La actividad se expresa por segundo. El nombre especial de la unidad de actividad es el bequerelio (Bq). Constante de desintegracin (). Esta cantidad representa la probabilidad por unidad de tiempo de que ocurra una transformacin nuclear para un radionucleido dado. La constante de desintegracin se mide por segundo. Est relacionada con el perodo de semidesintegracin t de un radionucleido por: = ln 2 0,693 t1/ 2 t1/ 2

donde DT,R es la dosis absorbida promediada para todo el tejido u rgano T debida a la radiacin R y wR es el factor de ponderacin radiolgica. La dosis equivalente tiene las unidades de J kg1. El nombre especial de la unidad de dosis equivalente es el sievert (Sv). Perodo de semidesintegracin. Esta magnitud es la cantidad de tiempo necesario para que la actividad de una muestra de radionucleido se reduzca a la mitad. Equivale al tiempo necesario para que un nmero dado de ncleos en un estado radiactivo dado se vea reducido a la mitad. Su unidad fundamental es el segundo (s), pero se suele expresar en horas, das y aos. Para un radionucleido dado, el perodo de semidesintegracin t est relacionado con la constante de desintegracin por: t1/ 2 = ln 2 0,693

Transferencia lineal de energa. Esta cantidad es la energa que una partcula cargada imparte a la materia por unidad de longitud a medida que la atraviesa. Se expresa por, L = d dl

La constante de desintegracin est relacionada con la vida media, , de un radionucleido por: 1 La dependencia del tiempo de la actividad A(t) y del nmero de ncleos radiactivos N(t) se puede expresar por A(0)et y N(0)et respectivamente. =

donde L es la transferencia lineal de energa (llamada tambin poder de parada lineal de la colisin) y d es la energa media perdida por la partcula al atravesar una distancia dl. La transferencia lineal de energa (TLE) se mide en J m1. Vida media. Esta cantidad es el tiempo medio que un estado nuclear sobrevivir antes de experimentar una transformacin hasta un estado de energa ms baja mediante la emisin de radiacin ionizante. Su unidad fundamental es el segundo (s), pero tambin puede expresarse en horas, das o aos. Est relacionada con la constante de desintegracin por: = 1

donde es la vida media y es la constante de desintegracin de un nucleido dado en un estado energtico dado.


48.3

INTRODUCCION

48.3


La Comisin Internacional de Unidades y Medidas de Radiacin (ICRU) desarrolla definiciones formales de cantidades y unidades de radiacin y radiactividad que tienen aceptacin internacional. La Comisin Internacional de Proteccin Radiolgica (CIPR) tambin establece normas para la definicin y utilizacin de diversas cantidades y unidades empleadas en seguridad radiolgica. A continuacin se da la descripcin de algunas cantidades, unidades y definiciones que se suelen emplear en seguridad radiolgica. Dosis absorbida. Es la cantidad dosimtrica fundamental de la radiacin ionizante. En esencia, es la energa que la radiacin ionizante imparte a la materia por unidad de masa. Se expresa por, d D = dm

donde wT es la factor de ponderacin tisular y HT es la dosis equivalente del tejido T. La dosis efectiva se mide en J kg1. El nombre especial de la unidad de dosis efectiva es el sievert (Sv). Dosis equivalente. La dosis equivalente HT es la dosis absorbida promediada para un tejido u rgano (y no en un punto) y ponderada respecto de la cualidad de la radiacin que interese. Es una magnitud utilizada en seguridad radiolgica, de manera que su empleo no es adecuado para medir grandes dosis absorbidas grandes suministradas en un perodo de tiempo relativamente corto. Viene dada por:

RIESGOS GENERALES

Tabla 48.1 Factores de ponderacin de la radiacin wR1. Tipo y rango de la energa Fotones, todas las energas Electrones y muones, todas las energas2 Neutrones, energa 100 keV a 2 MeV >2 MeV a 20 MeV >20 MeV Protones, distintos de los protones de retroceso, energa >2 MeV Partculas alfa, fragmentos de fisin, ncleos pesados wR 1 1 5 10 20 10 5 5 20

Tabla 48.2 Factores de ponderacin de tejidos wT1. Tejido u rgano Gnadas Mdula sea (roja) Colon Pulmn Estmago Vejiga Mama Hgado Esfago Tiroides Piel Superficie sea Resto

wT0,20 0,12 0,12 0,12 0,12 0,05 0,05 0,05 0,05 0,05 0,01 0,01 0,052, 3

1 Todos los valores se refieren a la radiacin incidente en el cuerpo o, si las fuentes son internas, a la emitida desde la fuente. 2 Excluidos los electrones Auger emitidos desde ncleos unidos a DNA.

Factor de ponderacin radiolgica. Se trata de un nmero wR que, para un tipo y una energa de radiacin R dados, es representativo de los valores de la eficacia biolgica relativa de dicha radiacin para inducir efectos estocsticos en dosis bajas. Los valores de wR estn relacionados con la transferencia lineal de energa (TLE) y se dan en la Tabla 48.1. La Figura 48.2 muestra la relacin entre wR y TLE para neutrones. Eficacia biolgica relativa (EBR). La EBR de un tipo de radiacin comparado con otro es la inversa de la relacin de dosis absorbidas que producen el mismo grado de un punto final biolgico definido. Efecto biolgico estocstico. Es un efecto biolgico causado por la radiacin ionizante cuya probabilidad de aparicin aumenta al aumentar la dosis absorbida, probablemente sin ningn umbral, pero cuya gravedad es independiente de la dosis absorbida. El cncer es un ejemplo de efecto biolgico estocstico. Factor de ponderacin tisular wT. Representa la contribucin del tejido u rgano T al efecto lesivo total debido a todos los efectos estocsticos resultantes de la irradiacin uniforme de todo el cuerpo. Se utiliza porque la probabilidad de efectos estocsticos debidos a una dosis equivalente depende del tejido u rgano irradiado. Una dosis equivalente uniforme por todo el cuerpo Figura 48.2 Factores de ponderacin de la radiacin para neutrones (la curva suave debe considerarse una aproximacin).

1 Los valores se han deducido de una poblacin de referencia con igual nmero de personas de ambos sexos y una amplia gama de edades. En la definicin de dosis efectiva, los valores se aplican a trabajadores, a toda la poblacin y a cualquier sexo. 2 A efectos de clculo, el resto se compone de los tejidos y rganos adicionales siguientes: glndulas suprarrenales, cerebro, intestino grueso superior, intestino delgado, riones, tejido muscular, pncreas, bazo, timo y tero. La lista incluye rganos que es probable que se irradien selectivamente. Se sabe que algunos rganos de la lista son susceptibles a la induccin de cncer. 3 En los casos excepcionales en que uno de los tejidos u rganos restantes recibe una dosis equivalente superior a la dosis mxima en cualquiera de los doce rganos para los cuales se especifica un factor de ponderacin, se debe aplicar un factor de ponderacin de 0,025 a ese tejido u rgano y un factor de ponderacin de 0,025 a la dosis media de los dems rganos del resto antes definido.

debe originar una dosis efectiva numricamente igual a la suma de las dosis eficaces de todos los tejidos y rganos del cuerpo. Por lo tanto, la suma de todos los factores de ponderacin tisulares se iguala a la unidad. En la Tabla 48.2 se ofrecen los valores de los factores de ponderacin tisular.

BIOLOGIA RADIOLOGICA Y EFECTOSBIOLOGICOSBIOLOGIA Y EFECTOS BIOLOGICOS DE LA RADIACION

Arthur C. Upton Tras su descubrimiento por Roentgen en 1895, los rayos X fueron introducidos con tanta rapidez para el diagnstico y tratamiento de las enfermedades que casi en seguida comenzaron a encontrarse lesiones debidas a exposicin excesiva a la radiacin entre los primeros radilogos, que todava no eran conscientes de sus riesgos (Brown 1933). Las primeras lesiones fueron sobre todo reacciones cutneas en las manos de quienes trabajaban con los primeros equipos de radiologa, pero ya en el primer decenio se haban comunicado otros tipos de lesin, incluidos los primeros cnceres atribuidos a la radiacin (Stone 1959). En el curso del siglo transcurrido desde estos primeros hallazgos, el estudio de los efectos biolgicos de la radiacin ionizante ha recibido un impulso permanente como consecuencia del uso cada vez mayor de la radiacin en medicina, ciencia e industria, as como de las aplicaciones pacficas y militares de la energa atmica. El resultado es que los efectos biolgicos de la radiacin se han investigados ms a fondo que los de prcticamente cualquier otro agente ambiental. El desarrollo de los conocimientos sobre los efectos de la radiacin ha

48.4

BIOLOGIA Y EFECTOS BIOLOGICOS DE LA RADIACION


RIESGOS GENERALES

Figura 48.3 Diferencias entre el poder penetrante en los tejidos de distintos tipos de radiacin ionizante.

Figura 48.4 Frecuencia de aberraciones cromosmicas dicntricas en linfocitos humanos en relacin con la dosis, la tasa de dosis y la calidad de la irradiacin in vitro.

determinado el perfeccionamiento de medidas para proteger la salud humana contra muchos otros peligros medioambientales, adems de la radiacin.

Deposicin de energa. A diferencia de otras formas de radiacin, la radiacin ionizante es capaz de depositar suficiente energa localizada para arrancar electrones de los tomos con los que interacta. As, cuando la radiacin colisiona al azar con tomos y molculas al atravesar clulas vivas, da lugar a iones y radicales libres que rompen los enlaces qumicos y provoca otros cambios moleculares que daan las clulas afectadas. La distribucin espacial de los fenmenos ionizantes depende del factor de ponderacin radiolgica, wR de la radiacin (vanse la Tabla 48.1 y la Figura 48.3). Efectos sobre el ADN. Cualquier molcula de la clula puede ser alterada por la radiacin, pero el ADN es el blanco biolgico ms crtico, debido a la redundancia limitada de la informacin gentica que contiene. Una dosis absorbida de radiacin lo bastante grande para matar la clula media en divisin 2 gray (Gy) basta para originar centenares de lesiones en sus molculas de ADN (Ward 1988). La mayora de estas lesiones son reparables, pero las producidas por una radiacin ionizante concentrada (por ejemplo, un protn o una partcula alfa) son en general menos reparables que las generadas por una radiacin ionizante dispersada (por ejemplo, un rayo X o un rayo gamma) (Goodhead 1988). Por lo tanto, las radiaciones ionizantes concentradas (alta TLE) tienen por lo comn un mayor efecto biolgico relativo (EBR) que las radiaciones ionizantes dispersadas (baja TLE) en casi todas las formas de lesin (CIPR 1991). Efectos sobre los genes. El dao del ADN que queda sin reparar o es mal reparado puede manifestarse en forma de mutaciones, cuya frecuencia parece aumentar como una funcin lineal de la dosis, sin umbral, en alrededor de 105 a 106 por locus y por Gy (NAS 1990). El hecho de que la tasa de mutaciones parezca ser proporcional a la dosis se considera indicativo de que una sola partcula ionizante que atraviese el ADN es suficiente, en principio, para causar una mutacin (NAS 1990). En las vctimas del

Naturaleza y mecanismos de los efectos biolgicos de la radiacin

accidente de Chernbil, la relacin dosis-respuesta de las mutaciones de la glicoforina de clulas de la mdula sea es muy similar a la observada en supervivientes de la bomba atmica (Jensen, Langlois y Bigbee 1995). Efectos sobre los cromosomas. Las lesiones por radiacin del aparato gentico pueden causar tambin cambios en el nmero y la estructura de los cromosomas, modificaciones cuya frecuencia se ha observado que aumenta con la dosis en trabajadores expuestos, en supervivientes de la bomba atmica y en otras personas expuestas a la radiacin ionizante. La relacin dosis-respuesta para las aberraciones cromosmicas en linfocitos Figura 48.5 Inhibicin mittica inducida por rayos X en clulas del epitelio corneal de ratas.


48.5


48.5


RIESGOS GENERALES

Figura 48.6 Curvas tpicas dosis-supervivencia de clulas de mamferos expuestas a rayos X y neutrones rpidos.

Tabla 48.3 Dosis umbral aproximadas de radiacin X teraputica en fracciones convencionales que originan efectos clnicos no estocsticos perjudiciales en diversos tejidos. Organo Lesin a los 5 aos Dosis umbral (Gy)* 55 60 60 45 45 45 55 50 35 23 60 5-15 2-3 >100 90 10 >50 40 50-60 40 20 60 10 60 50 50 55 50 5 >60 45 >60 45 20-30 >100 2 20 33-45 50 2 Campo de irradiacin (rea) 100 cm2 50 cm2 75 cm2 100 cm2 100 cm2 100 cm2 100 cm2 50 cm2 todo todo todo todo todo todo 5 cm2 5 cm2 todo lbulo todo 10 cm2 10 cm2 todo todo todo 5 cm2 todo todo todo todo todo todo todo todo todo todo localizada todo

Piel Mucosa oral Esfago Estmago Intestino delgado Colon Recto Glndulas salivales Hgado de sangre humana (Figura 48.4) se ha determinado con bastante exactitud, de manera que la frecuencia de aberraciones en esas clulas puede servir de dosmetro biolgico til (OIEA 1986). Efectos sobre la supervivencia celular. Entre las reacciones ms tempranas a la irradiacin figura la inhibicin de la divisin celular, que aparece en seguida tras la exposicin, aunque su grado y duracin varan con la dosis (Figura 48.5). Si bien la inhibicin de la mitosis es caractersticamente pasajera, la lesin radiolgica de genes y cromosomas puede ser letal para las clulas en divisin, que en conjunto son muy sensibles a la radiacin (CIPR 1984). Medida en trminos de capacidad proliferativa, la supervivencia de las clulas en divisin tiende a disminuir exponencialmente con el aumento de la dosis, de manera que 1-2 Gy bastan por lo general para reducir la poblacin superviviente en alrededor del 50 % (Figura 48.6). Efectos sobre los tejidos. Las clulas maduras que no estn en divisin son relativamente radiorresistentes, pero las que se dividen dentro de un tejido son radiosensibles, por lo que la irradiacin intensiva puede matar un nmero suficiente para que el tejido se atrofie (Figura 48.7). La rapidez de esta atrofia depende de la dinmica de la poblacin celular dentro del tejido afectado; es decir, en rganos caracterizados por un recambio celular lento, como el hgado y el endotelio vascular, el proceso es tpicamente mucho ms lento que en rganos caracterizados por un recambio celular rpido, como la mdula sea, la epidermis y la mucosa intestinal (CIPR 1984). Por otra parte, conviene subrayar que si el volumen de tejido irradiado es lo bastante pequeo, o si la dosis se acumula con la lentitud suficiente, la gravedad de la lesin puede reducirse notablemente por la proliferacin compensatoria de las clulas supervivientes. Figura 48.7 Secuencia caracterstica de acontecimientos en la patogenia de efectos no estocsticos de la radiacin ionizante. Rin Vejiga urinaria Testculos Ovario Utero Vagina Mama, nio Mama, adulto Pulmn Capilares Corazn Hueso, nio Hueso, adulto Cartlago, nio Cartlago, adulto Sistema nervioso central (cerebro) Mdula espinal Ojo Crnea Cristalino Odo (interno) Tiroides Glndula suprarrenal Hipfisis Msculo, nio Msculo, adulto Mdula sea Mdula sea Ganglios linfticos Vasos linfticos Feto

Ulcera, fibrosis grave Ulcera, fibrosis grave Ulcera, estenosis Ulcera, perforacin Ulcera, estenosis Ulcera, estenosis Ulcera, estenosis Xerostoma Insuficiencia heptica, ascitis Nefrosclerosis Ulcera, contractura Esterilidad permanente Esterilidad permanente Necrosis, perforacin Ulcera, fstula Hipoplasia Atrofia, necrosis Neumona, fibrosis Telangiectasia, fibrosis Pericarditis, pancarditis Crecimiento detenido Necrosis, fractura Crecimiento detenido Necrosis Necrosis Necrosis, seccin Panoftalmitis, hemorragia Queratitis Catarata Sordera Hipotiroidismo Hipoadrenalismo Hipopituitarismo Hipoplasia Atrofia Hipoplasia Hipoplasia, fibrosis Atrofia Esclerosis Muerte

* Dosis que causa en el 1 a 5 % de las personas expuestas. Fuente: Rubin y Casarett 1972.

48.6



RIESGOS GENERALES

Tipos de efectos. Los efectos de la radiacin abarcan una amplia variedad de reacciones, que varan de modo notable en sus relaciones dosis-respuesta, manifestaciones clnicas, cronologa y pronstico (Mettler y Upton 1995). Los efectos suelen subdividirse por comodidad en dos amplios grupos: (1) efectos heredables, que se manifiestan en los descendientes de los individuos expuestos, y (2) efectos somticos, que se manifiestan en los propios individuos expuestos. En estos ltimos se incluyen los efectos agudos, que aparecen relativamente pronto despus de la irradiacin, as como los efectos tardos (o crnicos), como el cncer, que puede no aparecer hasta que han transcurrido meses, aos o decenios. Efectos agudos. Los efectos agudos de la radiacin se deben sobre todo a la deplecin de clulas progenitoras en los tejidos afectados (Figura 48.7), y slo pueden inducirse por dosis lo bastante grandes para matar muchas de estas clulas (por ejemplo, Tabla 48.3). Por este motivo, tales efectos se consideran de naturaleza no estocstica, o determinista (CIPR 1984 y 1991), en contraste con los efectos mutgenos y cancergenos de la radiacin, que se consideran fenmenos estocsticos resultantes de alteraciones moleculares aleatorias en clulas individuales que aumentan como funciones lineales, sin umbral, de la dosis (NAS 1990; CIPR 1991). Las lesiones agudas de los tipos que predominaban en los primeros trabajadores expuestos y en los pacientes tratados inicialmente con radioterapia han desaparecido prcticamente gracias a las mejoras introducidas en las precauciones de seguridad y en los mtodos de tratamiento. Sin embargo, la mayora de los pacientes tratados con radiacin en la actualidad experimentan tambin alguna lesin del tejido normal irradiado. Adems, siguen ocurriendo accidentes radiolgicos graves. Por ejemplo, entre 1945 y 1987 se inform de unos 285 accidentes en reactores nucleares (excluido el de Chernbil) ocurridos en diversos pases, en los que resultaron irradiadas ms de 1.350 personas, 33 de ellas con resultado mortal (Lushbaugh, Fry y Ricks 1987). El accidente de Chernbil, por s solo, liber material radiactivo suficiente para exigir la evacuacin de decenas de millares de personas y animales domsticos del rea circundante, y origin enfermedades radiolgicas y quemaduras en ms de 200 personas entre componentes de equipos de emergencia y bomberos, de las que 31 fallecieron (UNSCEAR 1988). Los efectos a largo plazo del material radiactivo liberado sobre la salud no pueden predecirse con certeza, pero las estimaciones de los riesgos resultantes de efectos cancergenos, basadas en modelos de incidencia de dosis sin umbral (comentados a continuacin), suponen que pueden producirse hasta 30.000 muertes adicionales por cncer en la poblacin del hemisferio norte durante los 70 prximos aos a consecuencia del accidente, aunque es probable que los casos adicionales de cncer en cualquier pas sean demasiado escasos para permitir su deteccin epidemiolgica (USDOE 1987). Menos catastrficos, pero mucho ms numerosos que los accidentes de reactores, han sido los accidentes en que han intervenido fuentes de rayo gamma mdicas e industriales, que tambin han sido causa de lesiones y prdida de vidas. Por ejemplo, la eliminacin inadecuada de una fuente de radioterapia de cesio 137 en Goinia, Brasil, en 1987 origin la irradiacin de docenas de vctimas confiadas, cuatro de las cuales murieron (UNSCEAR 1993). Una exposicin amplia de las lesiones por radiacin escapa al mbito de esta revisin, pero las reacciones agudas de los tejidos ms radiosensibles son de inters general, por lo que se describen brevemente en las secciones siguientes. Piel. Las clulas de la capa germinal de la epidermis son muy sensibles a la radiacin. En consecuencia, la rpida exposicin

Manifestaciones clnicas de la lesin

Tabla 48.4 Formas y caractersticas principales del sndrome de radiacin agudo. Tiempo desde la irradiacin Forma cerebral (>50 Gy) Forma gastrointestinal (10-20 Gy) Forma hemato- Forma poytica pulmonar (2-10 Gy) (>6 Gy a pulmones) nuseas vmitos diarrea nuseas vmitos

Primer da

Segunda semana

nuseas nuseas vmitos vmitos diarrea diarrea cefalea desorientacin ataxia coma convulsiones muerte nuseas vmitos diarrea fiebre eritema postracin muerte

Tercera a sexta semanas

debilidad fatiga anorexia fiebre hemorragia epilacin recuperacin (?) muerte (?) tos disnea fiebre dolor torcico fallo respiratorio (?)

Segundo a octavo meses

Fuente: UNSCEAR 1988.


48.7


48.7


de la piel a una dosis de 6 Sv o ms provoca eritema (enrojecimiento) de la zona expuesta, que aparece dentro del primer da, suele durar unas cuantas horas y va seguido al cabo de dos a cuatro semanas de una o ms oleadas de un eritema ms profundo y prolongado, as como de depilacin (prdida de pelo). Si la dosis supera los 10 a 20 Sv, en dos o cuatro semanas pueden surgir ampollas, necrosis y ulceracin, seguidas de fibrosis de la dermis y los vasos subyacentes, que pueden desembocar en atrofia y una segunda oleada de ulceracin meses o aos despus (CIPR 1984). Mdula sea y tejido linfoide. Los linfocitos tambin son muy radiosensibles; una dosis de 2 a 3 Sv irradiada en poco tiempo a todo el cuerpo puede destruir un nmero suficiente de ellos para que disminuya el recuento de linfocitos perifricos y la respuesta inmunitaria se deteriore en pocas horas (UNSCEAR 1988). Las clulas hematopoyticas de la mdula sea tienen una sensibilidad similar a la radiacin y su deplecin con una dosis comparable es suficiente para causar granulocitopenia y trombocitopenia en las tres a cinco semanas siguientes. Si la dosis es mayor, estas disminuciones del recuento de granulocitos y plaquetas pueden ser lo bastante graves para originar hemorragia o una infeccin mortal (Tabla 48.4). Intestino. Las clulas progenitoras del epitelio que reviste el intestino delgado tambin tienen extraordinaria sensibilidad a la

RIESGOS GENERALES

radiacin. La exposicin aguda a 10 Sv disminuye su nmero en grado suficiente para causar la denudacin de las vellosidades intestinales suprayacentes en unos das (CIPR 1984; UNSCEAR 1988). La denudacin de una superficie grande de la mucosa puede dar lugar a un sndrome fulminante similar a la disentera que causa rpidamente la muerte (Tabla 48.4). Gnadas. Los espermatozoides maduros pueden sobrevivir a dosis grandes (100 Sv), pero los espermatogonios son tan radiosensibles que una dosis de slo 0,15 Sv aplicada rpidamente a ambos testculos basta para causar oligospermia, y una dosis de 2 a 4 Sv puede provocar esterilidad permanente. Tambin los oocitos son radiosensibles. Una dosis rpida de 1,5 a 2,0 Sv aplicada a ambos ovarios origina esterilidad temporal, y una dosis mayor, esterilidad permanente, en funcin de la edad de la mujer en el momento de la exposicin (CIPR 1984). Aparato respiratorio. El pulmn no es muy radiosensible, pero la exposicin rpida a una dosis de 6 a 10 Sv puede hacer que en la zona expuesta se desarrolle neumona aguda en el plazo de uno a tres meses. Si se afecta un volumen grande de tejido pulmonar, el proceso puede originar insuficiencia respiratoria al cabo de unas semanas, o conducir a fibrosis pulmonar y cor pulmonale meses o aos despus (CIPR 1984; UNSCEAR 1988). Cristalino del ojo. Las clulas del epitelio anterior del cristalino, que continan dividindose toda la vida, son relativamente radiosensibles. El resultado es que una exposicin rpida del cristalino a una dosis superior a 1 Sv puede generar en unos meses la formacin de una opacidad polar posterior microscpica; y 2 a 3 Sv recibidos en una sola exposicin breve (o la exposicin a 5,5 a 14 Sv acumulada a lo largo de meses) pueden producir cataratas que dificulten la visin (CIPR 1984). Otros tejidos. En comparacin con los tejidos ya mencionados, la sensibilidad de otros tejidos del cuerpo a la radiacin es en general bastante inferior (por ejemplo, Tabla 48.4); pero, como se ver a continuacin, el embrin constituye una notable excepcin. Tambin conviene destacar que la radiosensibilidad de cualquier tejido aumenta cuando se encuentra en estado de crecimiento rpido (CIPR 1984). Lesin radiolgica de todo el cuerpo. La exposicin rpida de una parte importante del cuerpo a una dosis superior a 1 Gy puede producir el sndrome de radiacin agudo, que comprende: (1) una fase inicial prodrmica, caracterizada por malestar general, anorexia, nuseas y vmitos, (2) seguida de un perodo latente, (3) una segunda fase (principal) de enfermedad y (4) por ltimo, la recuperacin o la muerte (Tabla 48.4). La fase principal de la enfermedad adopta por lo general una de las formas siguientes, segn la localizacin predominante de la lesin radiolgica: (1) hematolgica, (2) gastrointestinal, (3) cerebral o (4) pulmonar (Tabla 48.4). Lesin radiolgica localizada. A diferencia de las manifestaciones clnicas de la lesin radiolgica aguda de todo el cuerpo, que suelen ser dramticas e inmediatas, la reaccin a la irradiacin muy localizada, tanto si procede de una fuente de radiacin externa como de un radionucleido depositado en el interior del cuerpo, tiende a evolucionar con lentitud y a producir pocos sntomas o signos a menos que el volumen de tejido irradiado y/o la dosis sean relativamente grandes (por ejemplo, Tabla 48.4). Efectos de los radionucleidos. Algunos radionucleidospor ejemplo, el tritio (3H), el carbono 14 (14C) y el cesio 137 (137Cs)tienden a distribuirse sistmicamente y a irradiar la totalidad del cuerpo, mientras que lo caracterstico de otros radionucleidos es que sean captados por y se concentren en rganos especficos, donde producen lesiones localizadas. Por ejemplo, el radio y estroncio 90 (90Sr) se depositan sobre todo en

los huesos, por lo que lesionan primordialmente los tejidos del esqueleto, mientras que el yodo radiactivo se concentra en la glndula tiroides, localizacin principal de cualquier lesin resultante (Stannard 1988: Mettler y Upton 1995).

Efectos cancergenos

Caractersticas generales. La carcinogenicidad de la radiacin ionizante, que se manifest por primera vez a principios de este siglo cuando aparecieron cnceres de la piel y leucemias en las primeras personas que trabajaron con la radiacin (Upton 1986), ha sido documentada desde entonces sin lugar a dudas por los excesos proporcionales a las dosis de numersosos tipos de neoplasias en pintores de esferas con radio, en mineros de galeras de roca viva, en supervivientes de la bomba atmica, en pacientes sometidos a radioterapia y en animales irradiados en experimentos de laboratorio (Upton 1986; NAS 1990). Los tumores benignos y malignos inducidos por la irradiacin se caracterizan porque tardan aos o decenios en manifestarse y no presentan ningn rasgo conocido que permita distinguirlos de los producidos por otras causas. Es ms, con pocas excepciones, su induccin slo ha podido detectarse despus de dosis equivalentes relativamente grandes (0,5 Sv), y ha variado con el tipo de neoplasia, as como con la edad y sexo de las personas expuestas (NAS 1990). Mecanismos. Los mecanismos moleculares de la cancernognesis radiolgica todava no se han determinado con todo detalle, pero en animales de laboratorio y en clulas cultivadas se ha observado que los efectos cancergenos de la radiacin incluyen efectos iniciadores, efectos promotores y efectos sobre la progresin de la neoplasia, que dependen de las condiciones experimentales en cuestin (NAS 1990). Los efectos parecen incluir tambin la activacin de oncogenes y/o la inactivacin o prdida de genes supresores de tumores en muchas ocasiones, por no decir en todas ellas. Adems, los efectos cancergenos de la radiacin se parecen a los de los cancergenos qumicos en que tambin son modificables por hormonas, variables nutricionales y otros factores modificadores (NAS 1990). Por otra parte, hay que destacar que los efectos de la radiacin pueden ser aditivos, sinrgicos o antagonistas con los de los agentes cancergenos qumicos, y que dependen de las sustancias qumicas especficas y de las condiciones de exposicin en cuestin (UNSCEAR 1982 y 1986). Relacin dosis-efecto. Los datos existentes no bastan para describir de modo inequvoco la relacin dosis-incidencia de cualquier tipo de neoplasia o para definir durante cunto tiempo tras la irradiacin continuar siendo elevado el riesgo de un tumor en una poblacin expuesta. Por lo tanto, los riesgos atribuibles a una irradiacin de bajo nivel slo pueden estimarse por extrapolaciones, basadas en modelos que incorporan hiptesis sobre dichos parmetros (NAS 1990). De los diversos modelos de dosis-efecto que se han utilizado para estimar los riesgos de la irradiacin de bajo nivel, el que se ha considerado que se ajusta mejor a los datos disponibles es de la forma: R ( D ) = R 0[1 + f ( D ) g (b )] donde R0 denota el riesgo bsico en funcin de la edad de fallecimiento por un determinado tipo de cncer, D la dosis de radiacin, f(D) una funcin de la dosis que es cuadrtico-lineal para la leucemia y lineal para algunos otros tipos de cncer y g(b) es una funcin de riesgo dependiente de otros parmetros, como el sexo, la edad en el momento de la exposicin y el tiempo transcurrido desde sta (NAS 1990).

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RIESGOS GENERALES

Tabla 48.5 Riesgos estimados de contraer cncer durante la vida atribuibles a una irradiacin rpida de 0,1 Sv. Tipo o lugar del cncer Estmago Pulmn Colon Leucemia (excluida LLC) Vejiga urinaria Esfago Mama Hgado Gnadas Tiroides Osteosarcoma Piel Resto Total Exceso de muertes por cncer por 100.000 (n) 110 85 85 50 30 30 20 15 10 8 5 2 50 500 (%)* 18 3 5 10 5 10 1 8 2 8 5 2 1 2

* Aumento porcentual de la expectativa de fondo en una poblacin no irradiada. Fuente: CIPR 1991.

Modelos sin umbral de este tipo se han aplicado a datos epidemiolgicos de los supervivientes japoneses de la bomba atmica y a otras poblaciones irradiadas para deducir estimaciones de los riesgos de por vida de diferentes formas de cncer inducido por radiacin (por ejemplo, Tabla 48.5). Pero estas estimaciones han de interpretarse con precaucin cuando se intenta predecir los riesgos de cncer atribuibles a dosis pequeas o que se acumulan a lo largo de semanas, meses o aos, puesto que los experimentos con animales de laboratorio han demostrado que la potencia cancergena de los rayos X y gamma disminuye hasta en un orden de magnitud cuando la exposicin es muy prolongada. En realidad, como se ha subrayado en otro lugar (NAS 1990), los datos disponibles no excluyen la posibilidad de que haya un umbral en el rango de los milisievert (mSv) de dosis equivalente, por debajo del cual la radiacin carecera de carcinogenicidad. Tambin conviene mencionar que las estimaciones tabuladas se basan en promedios de poblacin y no son aplicables necesariamente a cualquier individuo; es decir, la susceptibilidad a determinados tipos de cncer (por ejemplo, cnceres de tiroides y mama) es mucho mayor en nios que en adultos, y la susceptibilidad a determinados cnceres aumenta tambin en asociacin con algunas alteraciones hereditarias, como el retinoblastoma y el sndrome de carcinoma de clulas nevoides basales (UNSCEAR 1988, 1994; NAS 1990). A pesar de estas diferencias de susceptibilidad, se han propuesto estimaciones basadas en poblaciones para usarlas en casos de indemnizacin como base para calibrar la probabilidad de que un cncer que aparezca en una persona irradiada con anterioridad pueda haber sido causado por la exposicin en cuestin (NIH 1985). Evaluacin del riesgo con dosis bajas. Hasta ahora, los estudios epidemiolgicos para determinar si los riesgos de cncer derivados de exposiciones a radiacin de bajo nivel varan realmente en funcin de la dosis del modo pronosticado por las estimaciones anteriores no han llegado a conclusiones definitivas. Las

poblaciones de zonas en las que existen niveles elevados de radiacin de fondo natural no presentan aumentos de las tasas de cncer atribuibles a ella de modo definitivo (NAS 1990; UNSCEAR 1994); por el contrario, algunos estudios han sugerido incluso una relacin inversa entre niveles de radiacin de fondo y tasas de cncer, lo que algunos observadores interpretan como demostracin de la existencia de efectos beneficiosos (u hormticos) de la irradiacin de bajo nivel, acordes con las respuestas adaptativas de determinados sistemas celulares (UNSCEAR 1994). Ahora bien, la importancia de la relacin inversa es cuestionable, puesto que no ha persistido tras controlar los efectos de variables que pudieran inducir a confusin (NAS 1990). De manera similar, en los trabajadores expuestos actualmente a la racin salvo determinados grupos de mineros en galeras de roca viva (NAS 1994; Lubin, Boice y Edling 1994) ya no se detectan aumentos de las tasas de cnceres distintos de la leucemia (UNSCEAR 1994), gracias a los avances en proteccin radiolgica; por lo dems, las tasas de leucemia en estos trabajadores son coherentes con las estimaciones antes tabuladas (IARC 1994). En resumen, podemos concluir que los datos disponibles en la actualidad son coherentes con las estimaciones tabuladas (Tabla 48.5), que indican que menos del 3 % de los casos de cncer en la poblacin general son atribuibles a radiacin natural de fondo (NAS 1990; IARC 1994), aunque hasta el 10 % de los cnceres de pulmn pueden atribuirse al radn de los recintos cerrados (NAS 1990; Lubin, Boice y Edling 1994). Se ha observado que los elevados niveles de lluvia radiactiva procedente de una prueba de armas termonucleares realizada en Bikini en 1954 produjeron un aumento de la frecuencia de cncer de tiroides en los habitantes de las Islas Marshall proporcional a la dosis que recibieron en la glndula tiroides cuando eran nios (Robbins y Adams 1989). De modo similar, se ha informado de que entre los nios que vivan en zonas de Bielorrusia y Ucrania contaminadas por los radionucleidos liberados en el accidente de Chernbil se ha manifestado un aumento de incidencia del cncer de tiroides (Prisyazhuik, Pjatak y Buzanov 1991; Kasakov, Demidchik y Astakhova 1992), pero los hallazgos estn en desacuerdo con los del Proyecto Internacional Chernbil, que no encontr un exceso de ndulos tiroideos benignos o malignos en los nios que vivan en las zonas ms contaminadas en torno a Chernbil (Mettler, Williamson y Royal 1992). Falta por determinar la base de la discrepancia, y si el exceso detectado puede ser nicamente resultado del aumento de la vigilancia. A este respecto, hay que resaltar que los nios del suroeste de Utah y Nevada que estuvieron expuestos a la lluvia radiactiva de las pruebas de armas nucleares en Nevada durante el decenio de 1950 han presentado aumento en la frecuencia de todo tipo de cncer de tiroides (Kerber y cols. 1993), y la incidencia de la leucemia aguda parece haberse elevado en los nios que fallecieron entre 1952 y 1957, el perodo de mxima exposicin a la lluvia radiactiva (Stevens y cols. 1990). Tambin se ha sugerido la posibilidad de que el exceso de leucemia entre los nios que vivan en la proximidad de centrales nucleares del Reino Unido pueda haber sido provocado por la radiactividad liberada por las centrales. No obstante, se estima que el incremento de la dosis total de radiacin recibida por esos nios ha sido inferior al 2 %, de donde se infiere que hay otras explicaciones ms probables (Doll, Evans y Darby 1994). La existencia de excesos comparables de leucemia infantil en lugares del Reino Unido que carecen de instalaciones nucleares, pero que por lo dems se parecen a los emplazamientos nucleares en que tambin han experimentado grandes influjos de poblacin en los ltimos tiempos, denota una etiologa ineficaz de las agrupaciones de casos de leucemia observadas (Kinlen 1988; Doll, Evans y Darby 1994). Tambin se ha


48.9


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RIESGOS GENERALES

sugerido otra hiptesis (a saber, que las leucemias en cuestin pueden haber sido causadas por la irradiacin profesional recibida por los padres de los nios afectados) basada en los resultados de un estudio de casos y controles (Gardner y cols. 1990), pero esta hiptesis se desecha en general por motivos que se explican en la seccin siguiente.

Efectos hereditarios

Los efectos hereditarios de la irradiacin, aunque bien documentados en otros organismos, no se han observado todava en seres humanos. Por ejemplo, el estudio intensivo de ms de 76.000 hijos de supervivientes japoneses de la bomba atmica, llevado a cabo a lo largo de cuatro decenios, no ha logrado desvelar efectos hereditarios de la radiacin en esta poblacin, medidos por desenlaces indeseados de la gestacin, muertes neonatales, procesos malignos, reordenaciones cromosmicas equilibradas, aneuploidia de los cromosomas sexuales, alteraciones de los fenotipos de protenas del suero o eritrocitos, cambios en la relacin de sexos o alteraciones del crecimiento y del desarrollo (Neel, Schull y Awa 1990). Por lo tanto, las estimaciones de los riesgos de efectos hereditarios de la radiacin deben basarse en gran medida en la extrapolacin a partir de hallazgos en ratones de laboratorio y otros animales de experimentacin (NAS 1990; UNSCEAR 1993). De los datos experimentales y epidemiolgicos disponibles se deduce que la dosis necesaria para doblar la tasa de mutaciones hereditarias en clulas embrionarias humanas debe ser de 1,0 Sv como mnimo (NAS 1990; UNSCEAR 1993). En consecuencia, se estima que menos del 1 % de las enfermedades determinadas genticamente en la poblacin humana pueden atribuirse a la irradiacin de fondo natural (Tabla 48.6). Tabla 48.6 Frecuencias estimadas de trastornos heredables que pueden atribuirse a la irradiacin ionizante natural de fondo. Tipo de trastorno Prevalencia natural (por milln de nacidos vivos) Contribucin de la radiacin de fondo natural1 (por milln de nacidos vivos)2 Primera generacin Dominante autosmico Ligado a X Recesivo Cromosmico Defectos congnitos Cardiopata Cncer Otros seleccionados1 Equivalente 2 Valores

Como se ha mencionado antes, los resultados de un estudio de casos y controles han sugerido la hiptesis de que el exceso de leucemia y del linfoma no Hodgkin en jvenes residentes en la localidad de Seascale fue resultado de los efectos oncognicos hereditables causados por la irradiacin profesional de sus padres en la instalacin nuclear de Sellafield (Gardner y cols. 1990). Sin embargo, contradicen esta hiptesis los argumentos siguientes: 1. La ausencia de cualquier exceso comparable en gran nmero de nios nacidos fuera de Seascale de padres que haban recibido dosis profesionales similares, o incluso mayores, en la misma central nuclear (Wakeford y cols. 1994a) 2. La falta de excesos similares en nios franceses (Hill y LaPlanche 1990), canadienses (McLaughlin y cols. 1993) o escoceses (Kinlen, Clarke y Balkwill 1993) nacidos de padres con exposiciones profesionales comparables 3. La falta de excesos en los hijos de supervivientes de la bomba atmica (Yoshimoto y cols. 1990) 4. La falta de excesos en condados de EE.UU. donde hay centrales nucleares instaladas (Jablon, Hrubec y Boice 1991) 5. El hecho de que la frecuencia de mutaciones inducidas por radiacin que implica la interpretacin sea mucho ms elevada que las tasas observadas (Wakeford y cols. 1994b). Por lo tanto, los datos de conjunto disponibles no respaldan la hiptesis de la irradiacin de gnadas paternas (Doll, Evans y Darby 1994; Little, Charles y Wakeford 1995).

Efectos de la irradiacin prenatal

Generaciones hasta el equilibrio3 300 0,04 Bq/m3; >>0,04 Bq/m3>>0,04 Bq/m3; >>0,04 Bq/m3

1 cpm = cuentas por minuto. 2 Pocos monitores de superficies son tiles para detectar tritio ( 3 H). Las pruebas de barrido con recuento por dispositivos de centelleo en lquidos son adecuadas para detectar contaminacin por tritio. 3 G-M = contador de Geiger-Muller.


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DISEO DE PUESTOS DE TRABAJO

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RIESGOS GENERALES

Pueden tomarse muestras de las partculas slidas del aire por los mtodos siguientes: sedimentacin, filtracin, impactacin y precipitacin electrosttica o trmica. En general, el ms utilizado para detectar la contaminacin por partculas en el aire es el de filtracin (bombeo de aire a travs de un medio filtrante y medicin de la radiactividad del filtro). Los caudales de muestreo son en general superiores a 0,03 m3/min. Pero la mayora de los caudales de muestreo en laboratorios no superan la cifra de 0,3 m3/min. Entre los tipos especficos de muestreadores de aire se cuentan los que obtienen muestras al azar y los monitores continuos de aire (MCA). Existen MCA con papel de filtro fijo o recambiable. Un MCA debe incluir una alarma, puesto que el principio de funcionamiento que inspira su diseo es avisar de las variaciones en la contaminacin transportada por el aire. Como las partculas alfa tienen un alcance muy corto, es preciso utilizar filtros de carga superficial (por ejemplo, filtros de membrana) para la medicin de contaminacin por partculas alfa. La muestra recogida deber ser delgada. El tiempo entre la recogida y la medicin tiene que elegirse de manera que permita la desintegracin de la progenie del radn (Rn). Con el papel de filtro pueden detectarse istopos radiactivo del yodo como 123I, 125I y 131I (sobre todo si el papel se carga con carbn activado o nitrato de plata), ya que parte del yodo se depositar en el papel de filtro. Pero en las mediciones cuantitativas se precisan trampas o cajas de carbn activado o zeolita de plata para que la absorcin sea eficiente. El agua tritiada y el gas de tritio son las formas principales de la contaminacin por tritio. Aunque el agua tritiada tiene cierta afinidad por la mayora de los papeles de filtro, las tcnicas con papel de filtro no son muy eficaces para el muestreo de agua tritiada. Los mtodos de medicin ms sensibles y exactos son los que recurren a la absorcin del condensado de vapor de agua tritiada. La medicin del tritio del aire (por ejemplo, en forma de hidrgeno, hidrocarburos o vapor de agua) puede ser eficaz si se hace con cmaras de Kanne (cmaras de ionizacin por flujo). La absorcin del vapor de agua tritiada de una muestra de aire puede lograrse haciendo pasar la muestra por una trampa que contenga un tamiz molecular de gel de slice o por burbujeo de la muestra en agua destilada. La operacin o proceso que se realice puede hacer necesaria la vigilancia de gases radiactivos, que puede lograrse con cmaras de Kanne. Los dispositivos empleados con ms frecuencia en el muestreo por absorcin son depuradores y golpeadores preparados para el gas. Muchos gases pueden recogerse tambin mediante enfriamiento del aire por debajo del punto de congelacin del gas y recogida del condensado. Este mtodo de recogida se utiliza casi siempre para xido de tritio y gases nobles. Hay varias maneras de obtener muestras al azar. El mtodo elegido debe ser el adecuado para el gas que se muestrea y para el procedimiento de anlisis o medicin correspondiente.

Muestreadores y monitores de aire

colector de muestras; es decir, el aire se hace pasar primero por el colector de muestras y despus por el resto del sistema de muestreo. Las tuberas de muestreo, en particular las previas al sistema colector de muestras, deben ser lo ms cortas posible y sin curvas cerradas, reas de turbulencia o resistencia a la circulacin del aire. Para el muestreo del aire debe utilizarse una gama adecuada de cadas de presin a volumen constante. El muestreo continuo en busca de istopos radiactivos de xenn (Xe) o criptn (Kr) se consigue por adsorcin a carbn activado o por mtodos criognicos. La celda de Lucas es una de las tcnicas ms antiguas y sigue siendo el mtodo ms extendido para medir concentraciones de Rn. A veces es necesaria la vigilancia continua de tuberas de lquidos y de desechos para detectar materiales radiactivos, por ejemplo los desages de laboratorios con fuentes radiactivas, laboratorios de medicina nuclear y tuberas de refrigerantes de reactores. Pero la vigilancia continua puede efectuarse mediante el anlisis rutinario en laboratorio de una muestra pequea proporcional al caudal del efluente. Existen muestreadores para la toma peridica de partes alcuotas o para la extraccin continua de una cantidad pequea de lquido. El muestreo aleatorio es el mtodo usual de determinar la concentracin de material radiactivo en un depsito de retencin. La muestra debe tomarse despus de una recirculacin, con el fin de comparar el resultado de la medicin con los lmites de descarga permitidos. Lo ideal es que exista una buena concordancia entre los resultados de la vigilancia de efluentes y los de la vigilancia medioambiental, siendo los segundos calculables a partir de los primeros con ayuda de diversos modelos de conversin. Pero es preciso reconocer y subrayar que la vigilancia de efluentes, por buena o extensa que sea, no puede sustituir a la medicin real de las condiciones radiolgicas del medio ambiente.

SEGURIDAD RADIOLOGICASEGURIDAD RADIOLOGICA

Robert N. Cherry, Jr. En este artculo se describen aspectos de los programas de seguridad radiolgica. El objetivo de la seguridad radiolgica es eliminar o limitar al mnimo los efectos nocivos de la radiacin ionizante y del material radiactivo en los trabajadores, el pblico y el medio ambiente sin obstaculizar su empleo en actividades beneficiosas. Casi ningn programa de seguridad radiolgica tendr que implantar todos y cada uno de los elementos que se describen a continuacin. El diseo de un programa de seguridad radiolgica depende de los tipos de fuentes de radiacin ionizante que intervengan y de la forma en que se utilicen.

Principios de la seguridad radiolgica

Vigilancia del efluente

Se entiende por vigilancia del efluente la medicin de la radiactividad en su punto de descarga al medio ambiente. Se consigue con relativa facilidad porque las condiciones del lugar de muestreo estn controladas. Las muestras se suelen tomar en una corriente de desechos que se descargan por una tubera de escape o de salida de lquidos. Hay casos en que es necesaria la vigilancia permanente de la radiactividad contenida en el aire. Adems del dispositivo de recogida de muestras, que suele ser un filtro, una disposicin tpica de muestreo de partculas en el aire comprende un elemento agitador del aire, un fluxmetro y las tuberas asociadas. El agitador de aire se sita corriente abajo del

La Comisin Internacional de Proteccin contra las Radiaciones (CIPR) ha propuesto los principios siguientes, que deben informar la utilizacin de la radiacin ionizante y la aplicacin de las normas de seguridad radiolgica: 1. No debe adoptarse ninguna prctica que implique exposiciones a la radiacin a menos que produzca un beneficio a los individuos expuestos o a la sociedad suficiente para compensar el perjuicio que ocasiona la radiacin (la justificacin de una prctica). 2. En relacin con cualquier fuente particular dentro de una prctica, la magnitud de las dosis individuales, el nmero de personas expuestas y la probabilidad de incurrir en exposiciones cuando no exista seguridad de que vayan a recibirse

48.26

SEGURIDAD RADIOLOGICA


RIESGOS GENERALES

deben mantenerse todas tan bajas como razonablemente se pueda (ALARA), teniendo en cuenta factores econmicos y sociales. Este procedimiento debe estar limitado por restricciones sobre la dosis a individuos (restricciones de dosis), de manera que se limite la desigualdad que pueda resultar de los juicios econmicos y sociales inherentes (la optimizacin de la proteccin). 3. La exposicin de individuos resultante de la combinacin de todas las prcticas pertinentes debe someterse a lmites de dosis, o a algn control del riesgo en el caso de exposiciones potenciales, con el fin de garantizar que nadie se exponga por causa de estas prcticas a riesgos radiolgicos que se consideren inaceptables en circunstancias normales. No todas las fuentes son susceptibles de control mediante accin en la misma fuente, y es necesario especificar las fuentes que se incluirn como pertinentes antes de seleccionar un lmite de dosis (lmites de dosis y de riesgo individuales ).

Normas de seguridad radiolgica

Dosimetra

La dosimetra se utiliza para indicar los equivalentes de dosis que los trabajadores reciben de los campos de radiacin externos a los que puedan estar expuestos. Los dosmetros se caracterizan por el tipo de dispositivo, por el tipo de radiacin que miden y por la parte del cuerpo para la que se indicar la dosis absorbida. Tabla 48.15 Lmites de dosis recomendados por la Comisin Internacional de Proteccin Radiolgica1. Aplicacin Lmite de dosis Profesional Pblica 1 mSv en un ao3 20 mSv anuales de media en perodos definidos de 5 aos2 150 mSv 500 mSv 500 mSv

Dosis efectiva

Dosis anual equivalente en:Cristalino del ojo Piel4 Manos y pies1

15 mSv 50 mSv _

Los lmites se aplican a la suma de las dosis pertinentes de exposicin externa en el perodo especificado y el compromiso de dosis durante 50 aos (hasta la edad de 70 aos para nios) por incorporaciones en el mismo perodo. 2 Con la condicin adicional de que la dosis efectiva no sea superior a 50 mSv en un solo ao. A la exposicin profesional de las mujeres embarazadas se aplican adems otras restricciones. 3 En circunstancias especiales se podra permitir una dosis efectiva ms alta en un solo ao, siempre que la media de 5 aos no fuera superior a 1 mSv anual. 4 La limitacin de la dosis efectiva proporciona proteccin suficiente para la piel contra efectos estocsticos. Es preciso establecer un lmite adicional de exposiciones localizadas para prevenir efectos deterministas.


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48.27


Existen normas sobre exposicin radiolgica de los trabajadores y del pblico en general y sobre lmites anuales de incorporacin (LAI) de radionucleidos. De los LAI pueden deducirse normas que regulen las concentraciones de radionucleidos en el aire y en el agua. La CIPR ha publicado numerosas tabulaciones de los LAI y de las concentraciones correspondientes en el aire y en el agua. En la Tabla 48.15 ofrece un resumen de los lmites de dosis recomendados.

Tres son los tipos principales de dosmetros de uso ms corriente. Se trata de los dosmetros termoluminiscentes, dosmetros de pelcula y cmaras de ionizacin. Otros tipos de dosmetros (no tratados aqu) son las lminas de fisin, los dispositivos de registro de huellas y los dosmetros de burbuja de plstico. Los dosmetros termoluminiscentes son los dosmetros personales ms utilizados. Aplican el principio de que algunos materiales, cuando absorben energa de la radiacin ionizante, la van almacenando, de modo que puede recuperarse despus en forma de luz cuando los materiales se calientan. La cantidad de luz liberada es directamente proporcional, con bastante exactitud, a la energa absorbida de la radiacin ionizante y, por lo tanto, a la dosis absorbida que ha recibido el material. Esta proporcionalidad es vlida en un intervalo muy amplio de la energa de la radiacin ionizante y de las tasas de dosis absorbida. Para el procesamiento exacto de los dosmetros termoluminiscentes es preciso disponer de un equipo especial. La lectura del dosmetro termoluminiscente destruye la informacin de dosis que contiene. Pero si se les somete al procesamiento adecuado, los dosmetros termoluminiscentes son reutilizables. El material empleado en dosmetros termoluminiscentes ha de ser transparente a la luz que emite. Los materiales ms empleados en la fabricacin de dosmetros termoluminiscentes son el fluoruro de litio (LiF) y el fluoruro de calcio (CaF2). Los materiales pueden doparse con otros o prepararse en una composicin isotpica especfica para aplicaciones especializadas, como la dosimetra de neutrones. Muchos dosmetros contienen varias pastillas termoluminiscentes con diferentes filtros delante de ellas para distinguir entre energas y tipos de radiacin. La pelcula fotogrfica fue el material ms corriente empleado en dosimetra personal antes de generalizarse la dosimetra termoluminiscente. El grado de ennegrecimiento de la pelcula depende de la energa absorbida de la radiacin ionizante, pero la relacin no es lineal. La dependencia de la respuesta de la pelcula respecto de la dosis absorbida total, de la tasa de dosis absorbida y de la energa de la radiacin es mayor que en los dosmetros termoluminiscentes y puede limitar el margen de aplicabilidad de la pelcula. Pero sta tiene la ventaja de suministrar un registro permanente de la dosis absorbida a que ha estado expuesta. Pueden emplearse pelculas de diversas formulaciones y filtros en disposiciones diferentes para fines especiales, como dosimetra de neutrones. Igual que en los dosmetros termoluminiscentes, para el anlisis correcto se necesita un equipo especial. La pelcula es en general mucho ms sensible a la humedad y a la temperatura ambientes que los materiales termoluminiscentes, y puede dar lecturas elevadas falsas en condiciones adversas. Por el contrario, en los equivalentes de dosis indicados por los dosmetros termoluminiscentes puede influir el golpe originado por su cada sobre una superficie dura. Unicamente las organizaciones muy grandes tienen servicios propios de dosimetra. La mayora de ellas obtienen dichos servicios de empresas especializadas en estas tareas. Es importante que estas empresas tengan los permisos adecuados o estn certificadas por organismos independientes para que pueda confiarse en que los resultados de la dosimetra sern exactos. Para obtener informacin dosimtrica inmediata se emplean pequeas cmaras de ionizacin, de lectura directa, tambin denominadas cmaras de bolsillo. Es muy frecuente su uso cuando tiene que entrar personal en zonas de alta o muy alta radiacin, donde se podra recibir una dosis absorbida grande en muy poco tiempo. Las cmaras de bolsillo se suelen calibrar en la propia instalacin y son muy sensibles al choque. Por consiguiente,

RIESGOS GENERALES

tienen que ser suplementadas siempre con dosmetros termoluminiscentes o de pelcula, que son ms exactos y fiables, pero que no dan resultados inmediatos. Un trabajador necesita dosimetra cuando tiene una probabilidad razonable de acumular un determinado porcentaje, por lo general del 5 10 %, del equivalente de dosis mximo permisible en todo el cuerpo o en ciertas partes de l. El dosmetro de cuerpo entero debe llevarse a una altura comprendida entre los hombros y la cintura, en un punto donde se prevea la exposicin mxima. Cuando las condiciones de exposicin lo justifiquen, pueden llevarse otros dosmetros en dedos o muecas, en el abdomen, en una cinta o sombrero en la frente, o en un collar, para evaluar la exposicin localizada de las extremidades, de un feto o embrin, el tiroides o el cristalino de los ojos. Se recomienda consultar las directrices reglamentarias adecuadas sobre si se deben llevar dosmetros dentro o fuera de prendas protectoras, como delantales de plomo, guantes y collares. Los dosmetros personales indican nicamente la radiacin a la que ha estado expuesto el dosmetro. Asignar el equivalente de dosis del dosmetro a la persona u rganos de la persona es aceptable si la dosis es pequea, trivial, pero si el dosmetro indica dosis grandes, en especial si superan en mucho las definidas en las normas reguladoras, se deben analizar con cuidado la colocacin del dosmetro y los campos de radiacin reales a los cuales ha estado expuesto el trabajador para estimar la dosis que el trabajador recibi en realidad. Se debe obtener del trabajador una declaracin, que formar parte de la investigacin y ser incluida en el informe. Pero la mayora de las veces, las dosis muy grandes recibidas por el dosmetro se deben a la exposicin radiolgica deliberada del dosmetro mientras nadie lo llevaba puesto. Bioensayo (tambin llamado radiobioensayo) significa la determinacin de los tipos, las cantidades o las concentraciones y, en algunos casos, los emplazamientos de material radiactivo en el cuerpo humano, ya sea por medicin directa (recuento in vivo) o por anlisis y evaluacin de materiales excretados o eliminados del cuerpo humano. El bioensayo se suele utilizar para evaluar el equivalente de dosis del trabajador debido al material radiactivo incorporado al cuerpo. Tambin puede dar una indicacin de la eficacia de las medidas activas tomadas para evitar la incorporacin. Raras veces se usa para estimar la dosis recibida por un trabajador en una exposicin radiolgica externa masiva (por ejemplo, mediante el recuento de leucocitos o defectos cromosmicos). El bioensayo tiene que efectuarse cuando exista una posibilidad razonable de que un trabajador pueda incorporar o haya incorporado en su cuerpo ms de un porcentaje determinado (por lo general el 5 10 %) del LIA de un radionucleido. La forma qumica y fsica del radionucleido buscado en el cuerpo determina el tipo de bioensayo necesario para detectarlo. El bioensayo puede consistir en analizar muestras tomadas del cuerpo (por ejemplo, orina, heces, sangre o cabellos) en busca de istopos radiactivos. En este caso, la cantidad de radiactividad en la muestra puede relacionarse con la radiactividad en el cuerpo de la persona, y posteriormente con la dosis de radiacin que el cuerpo de la persona o determinados rganos han recibido o est previsto que reciban. El bioensayo de orina para deteccin de tritio es un ejemplo de este tipo de bioensayo. La exploracin total o parcial del cuerpo con un escner puede utilizarse para detectar fuera del cuerpo radionucleidos que emitan rayos X o gamma de una energa medible. El bioensayo del tiroides para deteccin de yodo 131 (131I) es un ejemplo de este tipo de bioensayo.48.28

El bioensayo se puede efectuar sobre el terreno, o pueden remitirse muestras o enviarse al mismo personal a una instalacin u organizacin especializada en bioensayos. En cualquier caso, la calibracin adecuada de los instrumentos y la certificacin de los procedimientos de laboratorio son esenciales para garantizar unos resultados exactos, precisos y defendibles.

Ropa protectora

La ropa protectora es suministrada por la empresa al trabajador para reducir la posibilidad de contaminacin radiactiva del trabajador o de su ropa o para el blindaje parcial del trabajador contra la radiacin beta, X o gamma. Ejemplos de lo primero son la ropa, guantes, campanas y botas anticontaminacin. Ejemplos de lo ltimo son los delantales de plomo, guantes y gafas.

Proteccin respiratoria

Un dispositivo de proteccin respiratoria es un aparato, como por ejemplo un respirador, empleado para reducir la incorporacin de materiales radiactivos aerotransportados al trabajador. Los empleadores deben utilizar, en la medida que sea factible, controles de procesos u otros medios tcnicos (por ejemplo, contencin o ventilacin) para limitar las concentraciones de materiales radiactivos en el aire. Cuando no sea posible aplicar estas medidas hasta rebajar las concentraciones de material radiactivo en el aire hasta valores inferiores a los que definen una zona con radiactividad en el aire, la empresa, coherente con mantener el equivalente de dosis efectiva total ALARA, incrementar la vigilancia y limitar las incorporaciones por uno o ms de los medios siguientes: control de acceso; limitacin de tiempos de exposicin; empleo de equipo de proteccin respiratoria, otros controles.

Bioensayo

El equipo de proteccin respiratoria que se entregue a los trabajadores deber cumplir las normas nacionales aplicables. La empresa deber implantar y mantener un programa de proteccin respiratoria que abarque: un muestreo del aire suficiente para identificar el peligro potencial, permitir la seleccin del equipo adecuado y estimar las exposiciones; las inspecciones y bioensayos necesarios para evaluar las incorporaciones reales; prueba de funcionamiento de los respiradores inmediatamente antes de cada uso; procedimientos escritos relativos a la seleccin, ajuste, entrega, mantenimiento y prueba de respiradores, incluida la comprobacin de funcionamiento inmediatamente antes de cada uso; supervisin y formacin de personal; vigilancia, incluidos muestreo del aire y bioensayos, y registro de resultados, determinacin por un mdico, antes del ajuste inicial de respiradores, y despus con una periodicidad especificada por un mdico, de que el usuario individual tiene las condiciones mdicas para utilizar el equipo de proteccin respiratoria. La empresa deber advertir a cada usuario de respirador de que le est permitido abandonar la zona de trabajo en cualquier momento para descansar del uso del respirador en caso de mal funcionamiento del equipo, angustia fsica o psicolgica, fallo de procedimiento o de comunicacin, deterioro significativo de las condiciones operativas o cualesquiera otras condiciones que pudieran exigir este descanso. Aunque las circunstancias puedan no exigir el empleo rutinario de respiradores, unas condiciones crebles de emergencia pueden imponer su disponibilidad. En esos casos, los respiradores tambin debern estar certificados para tal uso por una



RIESGOS GENERALES

organizacin autorizada y mantenidos en perfecto orden de funcionamiento.

Vigilancia de la salud en el trabajo

Los trabajadores expuestos a la radiacin ionizante deben contar con servicios de salud en el trabajo en el mismo grado que los expuestos a otros peligros profesionales. Reconocimientos generales previos a la contratacin evaluarn la salud general de los candidatos y establecern datos de referencia. Debe obtenerse siempre el historial mdico y de exposicin. La naturaleza de la exposicin radiolgica esperable puede recomendar la ejecucin de reconocimientos especializados, como el del cristalino del ojo y el recuento de clulas de la sangre, lo que debe dejarse a la discrecin del mdico responsable.

Una inspeccin de contaminacin es una evaluacin de las condiciones radiolgicas acompaantes a la produccin, uso, liberacin, eliminacin o presencia de materiales radiactivos u otras fuentes de radiacin. Cuando sea oportuno, esta evaluacin incluir un estudio del emplazamiento fsico del material radiactivo y mediciones o clculos de niveles de radiacin o de concentraciones o cantidades del material radiactivo existente. Las inspecciones de contaminacin se realizan para poner de relieve el cumplimiento de los reglamentos nacionales y para evaluar los niveles de radiacin, las concentraciones o cantidades de material radiactivo, as como los peligros radiolgicos potenciales que pudieran existir. La frecuencia de las inspecciones de contaminacin estar determinada por el grado de peligro potencial existente. Se realizarn inspecciones semanales en las reas de almacenamiento de residuos radiactivos y en laboratorios y clnicas donde se utilicen cantidades relativamente grandes de fuentes radiactivas no selladas. Ser suficiente una inspeccin mensual en laboratorios que trabajan con fuentes radiactivas pequeas, como en los laboratorios que realizan ensayos in vitro con ayuda de istopos como tritio, carbono 14 (14C) y yodo 125 (125I) con actividades inferiores a unos pocos kBq. El equipo de seguridad radiolgica y los medidores de inspeccin debern ser los adecuados para los tipos de material radiactivo y radiaciones que se inspeccionan, y ha de estar perfectamente calibrado. Las inspecciones de contaminacin consisten en mediciones de los niveles de radiacin ambiental con un contador GeigerMueller (G-M), cmara de ionizacin o contador de centelleo; en mediciones de posible contaminacin superficial o con contadores G-M de ventana delgada o contadores de centelleo de sulfuro de zinc (ZnS); y en pruebas de barrido de superficies que despus sern contadas en un contador de centelleo de pozo (yoduro de sodio (NaI)), un contador de germanio (Ge) o un contador de centelleo de lquido, como el caso requiera. Se establecern medidas de accin a distintos niveles en funcin de los resultados que se midan de radiacin y contaminacin ambiente. Cuando se sobrepase un nivel de accin, se tomarn de inmediato medidas para mitigar los niveles detectados, restablecer las condiciones aceptables e impedir una exposicin innecesaria del personal a la radiacin y la captacin y difusin de material radiactivo.

Inspecciones de contaminacin

lmites del lugar de trabajo. Los fines de la vigilancia medioambiental son: estimar las consecuencias sobre los seres humanos de la liberacin de radionucleidos a la biosfera, detectar escapes de material radiactivo al medio ambiente antes de que lleguen a ser graves y poner de relieve el cumplimiento de los reglamentos. La descripcin completa de las tcnicas de vigilancia medioambiental trasciende el mbito de este artculo. Pero ello no impide pasar revista a los principios generales que inspiran dicha vigilancia. Debern tomarse muestras de los distintos escalones que permitan seguir el camino ms probable de los radionucleidos desde el medio ambiente hasta el hombre. Por ejemplo, se tomarn muestras peridicas de suelo, agua, hierba y leche en regiones agrcolas alrededor de una central nuclear y se analizar su contenido de yodo 131 (131I) y estroncio 90 (90Sr). La vigilancia medioambiental puede incluir la toma de muestras de aire, aguas subterrneas, aguas superficiales, suelo, follaje, pescado, leche, animales de caza, etc. La eleccin de las muestras a tomar y de la frecuencia del muestreo deber basarse en los fines de la vigilancia, aunque a veces un nmero pequeo de muestras al azar puede desvelar un problema desconocido con anterioridad. El primer paso en el diseo de un programa de vigilancia medioambiental es caracterizar el tipo, la cantidad y la forma fsica y qumica de los radionucleidos que se liberan o que pudieran liberarse por causa de un accidente. La consideracin siguiente es la posibilidad de transporte de estos radionucleidos por el aire, las aguas subterrneas y las aguas superficiales. El fin perseguido es predecir las concentraciones de radionucleidos que llegarn a los seres humanos directamente por el aire y el agua o indirectamente por los alimentos. El siguiente aspecto objeto de preocupacin es la bioacumulacin de radionucleidos resultante de la deposicin en medios acuticos y terrestres. Su objetivo es predecir la concentracin de radionucleidos despus de haber entrado en la cadena alimentaria. Por ltimo, se estudian la tasa de consumo humano de los alimentos que pudieran estar contaminados y la contribucin de este consumo a las dosis radiactivas en las personas y a los riesgos para la salud de los seres humanos. Los resultados de este anlisis se utilizan para determinar el mejor mtodo de muestreo medioambiental y para garantizar que se cumplen los objetivos del programa de vigilancia medioambiental.

Una fuente sellada significa que el material radiactivo est encerrado en una cpsula diseada para impedir la fuga o escape del material. Estas fuentes tienen que ser sometidas a comprobaciones peridicas para verificar que no existen fugas de material radiactivo. Toda fuente sellada ser sometida a ensayo de fuga antes de su primera puesta en servicio a menos que el proveedor presente un certificado de que la fuente ha sido comprobada en los seis ltimos meses (tres meses para emisores ) antes de su transferencia al propietario actual. Toda fuente sellada ser sometida a ensayo peridico de fuga cada seis meses (tres meses para emisores ) o con una periodicidad especificada por el organismo competente. En general, el ensayo de fuga no necesita aplicarse a las fuentes siguientes: fuentes que slo contengan material radiactivo con un perodo de semidesintegracin inferior a 30 das; fuentes que slo contengan material radiactivo en forma de gas;

Ensayos de fuga de fuentes selladas

Vigilancia medioambiental

La vigilancia medioambiental consiste en la recogida y medicin de muestras del medio ambiente en busca de materiales radiactivos y en vigilar los niveles de radiacin en reas exteriores a los


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RIESGOS GENERALES

fuentes que contengan 4 MBq o menos de material emisor o 0,4 MBq o menos de material emisor ; fuentes almacenadas y no utilizadas; no obstante, cada una de ellas deber ser sometida a ensayo de fuga antes de ser utilizada o transferida, a menos que haya superado el ensayo de fuga en los seis meses anteriores a la fecha de utilizacin o transferencia, perlas de iridio 192 (192Ir) encerradas en cinta de nylon. Para realizar un ensayo de fuga se toma una muestra por barrido de la fuente sellada o de las superficies del dispositivo en que la fuente sellada est montada o almacenada en las que cabra esperar la acumulacin de contaminacin radiactiva, o mediante el lavado de la fuente en un volumen pequeo de solucin detergente y el tratamiento de todo el volumen como la muestra. La muestra debe medirse de manera que el ensayo de fuga pueda detectar la presencia de al menos 200 Bq de material radiactivo en la muestra. El ensayo de fuga de las fuentes selladas de radio exige aplicar procedimientos especiales que detecten la fuga de gas radn (Rn). Por ejemplo, uno de los procedimiento consiste en mantener la fuente sellada en un tarro con fibras de algodn durante un tiempo mnimo de 24 horas. Al da siguiente, se analizan las fibras de algodn para averiguar la presencia de progenie del Rn. Una fuente sellada con fugas que superen los lmites admisibles debe ser retirada del servicio. Si la fuente no tiene reparacin, ser tratada como los residuos radiactivos. El organismo competente puede exigir informacin de las fuentes con fugas si se sospecha que la fuga es resultado de un defecto de fabricacin que merezca la pena investigar. Figura 48.19 Smbolo de radiacin.

Inventario

El personal de seguridad radiolgica deber mantener un inventario actualizado del material radiactivo y de otras fuentes de radiacin ionizante que sea responsabilidad de la empresa. Los procedimientos de la organizacin garantizarn que el personal de seguridad radiolgica tenga conocimiento de la recepcin, uso, transferencia y eliminacin del material y las fuentes, de manera que el inventario corresponda a las existencias actuales. Al menos cada tres meses, deber efectuarse un inventario fsico de todas las fuentes selladas. El inventario completo de fuentes de radiacin ionizante debe verificarse durante la auditora anual del programa de seguridad radiolgica.

Letreros de zonas

La Figura 48.19 muestra el smbolo estndar internacional de radiacin, que es obligatorio que destaque en todas las seales que identifiquen zonas controladas a efectos de seguridad radiolgica y en las etiquetas de contenedores que indiquen la presencia de materiales radiactivos. Las reas controladas a efectos de seguridad radiolgica se designan a menudo segn el orden creciente de las tasas de dosis. Dichas reas debern ser identificadas con anuncios llamativos donde figure el smbolo de radiacin y el letrero PRECAUCION, ZONA DE RADIACION, PRECAUCION [o PELIGRO], ZONA DE ALTA RADIACION, o GRAVE PELIGRO, ZONA DE MUY ALTA RADIACION, segn el caso. 4. Una zona de radiacin es un rea, accesible al personal, en la que existen niveles de radiacin que pueden hacer que un individuo reciba un equivalente de dosis superior a 0,05 mSv en 1 h a 30 cm de la fuente de radiacin o de cualquier superficie en la que penetre la radiacin. 5. Una zona de alta radiacin es un rea, accesible al personal, en la que existen niveles de radiacin que pueden hacer que un individuo reciba un equivalente de dosis superior a 1 mSv en 1 h a 30 cm de la fuente de radiacin o de cualquier superficie en la que penetre la radiacin. 6. Una zona de muy alta radiacin es un rea, accesible al personal, en la que existen niveles de radiacin que pueden hacer que un individuo reciba un equivalente de dosis superior a 5 Gy en 1 h a 1 m de la fuente de radiacin o de cualquier superficie en la que penetre la radiacin. Si una zona o recinto contiene una cantidad importante de material radiactivo (definida por el organismo competente), la entrada a dicha rea o recinto deber estar sealada con un aviso llamativo que lleve el smbolo de radiacin y el letrero PRECAUCION [o PELIGRO], MATERIALES RADIACTIVOS. Una zona con radiactividad aerotransportada es un recinto o rea en la que la radiactividad del aire supera determinados niveles definidos por el organismo competente. Toda zona con radiactividad en el aire estar sealada con un aviso que lleve un smbolo o varios smbolos de radiacin y el letrero PRECAUCION, ZONA DE RADIACTIVIDAD EN EL AIRE o PELIGRO, ZONA DE RADIACTIVIDAD EN EL AIRE. Pueden ser excepciones a estos requisitos de sealizacin las habitaciones de pacientes en hospitales donde esas habitaciones tienen ya establecido un control adecuado. Tampoco es preciso poner avisos en zonas o habitaciones en las que se colocarn fuentes de radiacin durante perodos de ocho horas o menos y que tienen ya establecido un control adecuado permanente por personal calificado.

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RIESGOS GENERALES

Control de acceso

El grado en que deba estar controlado el acceso a una zona estar determinado por la gravedad del peligro potencial de radiacin en esa zona.

Control de acceso a zonas de alta radiacin

Cada punto de entrada o acceso a una zona de alta radiacin deber tener una o ms de las caractersticas siguientes: un dispositivo de control que, al entrar en la zona, haga disminuir el nivel de radiacin hasta otro inferior al que podra hacer recibir a un individuo una dosis de 1 mSv en 1 h a 30 cm de la fuente de radiacin o de cualquier superficie que penetre la radiacin; un dispositivo de control que active una seal de alarma llamativa, visible o audible, que alerte a cualquier persona que entre en la zona de alta radiacin y al supervisor de la actividad, entradas cerradas con llave, salvo durante horarios en que sea necesario el acceso a la zona, con control positivo en cada entrada individual. Los controles exigidos en una zona de alta radiacin pueden ser sustituidos por una vigilancia permanente, directa o electrnica, es decir, capaz de impedir la entrada no autorizada. Los controles se establecern de manera que no se impida a las personas abandonar el rea de alta radiacin.

radiacin y las palabras PRECAUCION, MATERIAL RADIACTIVO o PELIGRO, MATERIAL RADIACTIVO. La etiqueta deber contener tambin informacin suficiente como el radionucleido o radionucleidos del contenedor, una estimacin de la cantidad de radiactividad, la fecha hasta la cual se estima que durar la actividad, niveles de radiacin, clases de materiales y enriquecimiento msico) para que las personas que vayan a manipular o utilizar los contenedores, o a trabajar en su proximidad, tomen precauciones que eviten o reduzcan las exposiciones. Antes de eliminar o desechar contenedores vacos no contaminados hacia zonas no restringidas, es preciso quitar o borrar la etiqueta de material radiactivo, o bien se indicar con claridad que el contenedor no tiene ya materiales radiactivos. No es obligatorio rotular los contenedores si: 1. los contenedores son atendidos por una persona que adopta las precauciones necesarias para impedir la exposicin de individuos ms all de los lmites reglamentarios; 2. los contenedores, cuando son transportados, se embalan y rotulan de acuerdo con las disposiciones para transporte adecuadas; 3. los contenedores slo son accesibles a personas autorizadas para manipularlos o utilizarlos, o para trabajar en la proximidad de los contenedores, si su contenido est identificado para estos individuos mediante un registro escrito fcilmente asequible (ejemplos de contenedores de este tipo son los situados en lugares como canales llenos de agua, bvedas de almacenamiento o celdas radiactivas). El registro deber mantenerse todo el tiempo que los contenedores estn en uso para el fin indicado en el registro, 4. los contenedores estn instalados en equipo de fabricacin o de proceso, como componentes de reactor, tuberas y depsitos.

Control de acceso a zonas de muy alta radiacin

Adems de los requisitos propios de una zona de alta radiacin, se establecern medidas adicionales para garantizar que nadie pueda tener acceso no autorizado o inadvertido a zonas en que los niveles de radiacin podran situarse en 5 Gy o ms en 1 h a 1 m de una fuente de radiacin o de cualquier superficie que sea penetrada por la radiacin.

Marcas en contenedores y equipo

Todo recipiente que contenga material radiactivo por encima de una cantidad determinada por el organismo competente deber llevar una etiqueta duradera y bien visible con el smbolo de Figura 48.20 Categora I - etiqueta BLANCA.

Dispositivos de aviso y alarmas

Las zonas de alta radiacin y de muy alta radiacin tienen que estar equipadas con dispositivos de aviso y alarmas como los ya Figura 48.21 Categora II - etiqueta AMARILLA.


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RIESGOS GENERALES

eliminacin de estos residuos estn controladas por los organismos competentes nacionales e internacionales. Es frecuente que los residuos radiactivos tengan alguna propiedad distinta de la radiactividad que por s misma convierta a estos desechos en peligrosos. Estos residuos se denominan residuos mixtos. Son ejemplos de ellos los residuos radiactivos que entraan tambin peligro biolgico o son txicos. Los residuos mixtos requieren una manipulacin especial. Antes de eliminarlos es preciso consultar a los organismos competentes en la materia.

organismo auditor no implicado en las operaciones diarias de un programa de seguridad radiolgica est ms preparado para identificar problemas que no detectan los operadores locales, acostumbrados a pasarlos por alto.

Formacin

Retencin para desintegracin radiactiva

Incineracin

Si el organismo competente permite la incineracin de los desechos, en general hay que demostrar que al incinerarlos no se origina concentracin de radionucleidos en el aire hasta niveles no admisibles. Las cenizas debern someterse a inspeccin peridica para verificar que no son radiactivas. En algunas circunstancias, puede ser necesario vigilar el escape de gases para cerciorarse de que no se rebasan las concentraciones admisibles en el aire.

Eliminacin por el sistema de desage sanitario

Si el organismo competente permite este mtodo de eliminacin, por lo general hay que demostrar que este vertido no origina concentracin de radionucleidos en el agua hasta niveles no admisibles. El material a eliminar ha de ser soluble o, en caso contrario, dispersable en el agua. El organismo competente suele establecer lmites anuales especficos a esta eliminacin por clases de radionucleido.

Enterramiento

Los residuos radiactivos no eliminables por ningn otro medio sern eliminados por enterramiento en lugares autorizados por los organismos competentes nacionales o locales, que son muy rigurosos en el control de este tipo de eliminacin. No se suele permitir a los generadores de residuos eliminar stos en sus propios terrenos. Los costes asociados al enterramiento comprenden los gastos de embalado, transporte y almacenamiento. A estos costes se suma el del espacio necesario para el enterramiento, que puede reducirse si se compactan los desechos. Los costes de enterramiento de residuos radiactivos aumentan a ritmo creciente.

El alcance de las instrucciones de seguridad radiolgica deber ser acorde con los problemas potenciales de proteccin radiolgica de la salud en la zona controlada. Las instrucciones debern extenderse segn proceda al personal auxiliar, como las enfermeras que atienden a pacientes sometidos a tratamientos radiactivos en h

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