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Casa abierta al tiempo

UNIVERSIDAD A U T ~ N O M A METROPOLITANA IZTAPALAPA

D I V I S I ~ N DE CIENCIAS BÁSICAS E INGENIERÍA / /_I-ng. ?=,\ov.-+~LwcA ÁREA DE INGENIERÍA EN RECURSOS ENERGÉTICOS

/ MANUAL DE PROCEDIMIENTOS DE

SEGURIDAD RADIOLÓGICA LABORATORIO DE FÍSICA NUCLEAR

/ ROBERTO AMAURI GAR& ASESOR: M en C. JESÚS ARIAS ESTRADA

1 REVISIÓN - OCTUBRE DE 1995

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AGRADECIMIENTOS

A la Ing. Ma. Cristina Ramírez Pinedo. Por los conocimientos y material aportado, así como sus acertados comentarios en la preparación de este documento.

Al M. en C. Jesus Arias Estrada. Por brindarme la oportunidad de realizar el Servicio Social en este tema tan importante para mi formación profesional.

A la M.en C. Ileana Velasco Ayala. Por los consejos, comentarios y recomendaciones, así como por brindarme sus conocimientos y su confianza

Al Dr. Juan José Ambriz García, por todas las facilidades proporcionadas y que hicieron posible la presentación final de esta documentación.

A Alejandro Cortés Carmona, un gran amigo y entusiasta compañero de trabajo. Por la motivación que ejerció en mi persona para no desmayar en los momentos difíciles que compartimos durante el tiempo que hicimos equipo.

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Laboratorio de Física Nuclear

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MANUAL DE PROCEDIMIENTOS DE SEGURIDAD RADIOLOGICA

TABLA DE CONTENIDO

1 Introducción 2 Objetivo y Alcance 2.1 Notaciones

3 Presentación del Manual de Procedimientos de Seguridad Radiológica 3.1 Sistema de Limitación de Dosis 3.1.1 Justificación 3.1.2 Optimización 3.1.3 Limitación de Dosis

3.2 Aplicación del Sistema de Limitación de Dosis 3.2.1 Límites 3.2.1.1 L G t e s Primarios 3.2.1.2 Límites Secundarios 3.2.1.3 LíÍnites Derivados 3.2.1.4 Límites Autorizados 3.2.2 Niveles de Referencia 3.2.2.1 Nivel de Registro 3.2.2.2 Nivel de Investigación 3.2.2.3 Nivel de Intervención

3.3 Limite del Equivalente de Dosis Efectivo Anual 3.3.1 Lhnites para Trabajadores 3.3.2 Límites para el Público 3.3.3 Lhnites para Estudiantes

3.4 Unidades de Radiación 3.4.1 Unidades de Actividad

3.5 Fuentes Naturales de Radiación 3.5.1 Fuentes Externas 3.5.2 Fuentes Internas 3.5.3 Fuentes Artificiales de Radiación

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3.6 Decaimiento Radiactivo 3.6.1 Actividad 3.6.2 Vida Media 3.6.3 Vida Promedio

3.7 Familias Radiactivas 3.8 Diagramas de Desintegración 3.9 Exposición 3.1 O Dosis Absorbida 3.1 1 Equivalente de Dosis 3.12 Equivalente de Dosis Efectivo 3.13 Factores para Reducir la. Exposición a la Radiación

3.13.1 Efecto de la Distancia en la Exposición 3.13.2 Efecto del Tiempo en la Exposición 3.13.3 Efecto del Blindaje sobre la Exposición

3.14 Efectos Biológicos de la Radiaciones Ionizantes 3.14.1 Efectos Estocásticos y No Estocásticos (Determinísticos) 3.14.2 Efectos Somáticos y Genéticos a Cuerpo Entero 3.14.3 Síndromes Letales 3.14.4 Secuencia del Efecto Biológico

REFERENCIAS BIBLIOGRÁFICAS UTILIZADAS EN LA SECCIÓN DE CONCEPTOS BÁSICOS

4 Contenido General del Manual de Procedimientos de

4.1 Procedimientos de Operación Seguridad Radiológica

PO- 1. Recepción de las Fuentes de Radiación Ionizante PO-2. Almacenamiento de las Fuentes de Radiación Ionizante PO-3. Uso del equipo medidor de Radiación Ionizante PO-4. Dosimetría Personal Externa y/o Interna PO-5. Calibración o Verificación de los Equipos Detectores de

PO-6. Prueba de Fuga a las Fuentes Selladas (Toma de la Muestra) PO-7. Levantamiento de Niveles de Radiación PO-8. Operación de las Fuentes Radiactivas

Radiación Ionizante

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PO-9 Manejo, Tratamiento, Segregación o Destino de las Fuentes en Desuso o de los Desechos Radiactivos Generados

4.2 Procedimientos Administrativos

PA-1. Elaboración, Revisión y Aprobación de los Procedimientos. PA-2. Determinación de las Zonas (controladas, no controladas, restringidas). PA-3. Determinación de los Límites y Niveles de Referencia. PA-4. Seguridad Física en la Zona de Almacenamiento y Uso de las

PA-5. Inspecciones y Auditorías Internas. PA-6. Mantenimiento de Registros

Fuentes de Radiación Ionizante.

4.2 Procedimientos de Emergencia

PE- 1. Procedimiento para Activar e Plan G; Emergencia. PE-2. Notificación al Grupo de Seguridad Radiológica y/o Responsable de

Seguridad Radiológica de la Ocurrencia de un incidente o accidente. PE-3. Notificación a la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y

Salvaguardias y los Reportes del Incidente o Accidente.

SECCIÓN DE REGISTROS

Formato 1 Dosimetría Personal". Formato 2 "Calibración y/o Verificación del Equipo Detector de Radiación Ionizante". Formato 3 "Inventario y Control de Las Fuentes Selladas de Radiación Ionizante". Formato 4 "Exámenes médicos del Personal Ocupacionalmente Expuesto". Formato 6 "Lecturas de Niveles de Radiación". Formato 7 "Fuentes en Desuso".

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Formato 8 "Entrenamiento y Reentrenamiento del Personal Sobre Seguridad Radiológica" Formato 9 "Bitácora" 1 2 7

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UNIVERSIDAD AUTONOMA METROPOLITANA Versión: 1

Octubre 1995

MANUAL, DE PROCEDIMIENTOS DE SEGURIDAD RADIOL~GICA

TABLAS Tabla 3.1 Resumen de las Unidades Empleadas 3.2 Carta de Dosimetría de Radiación Personal para México 3.3. Decaimiento Radiactivo 3.4 Nivel de Radiación Gamma 3.5 Valores del Factor de Calidad "Q" 3.6 Factores de Peso de los Tejidos 3.7 Límite de Equivalente de Dosis 3.8 Valores Típicos de Dosis a Cuerpo Entero

FIGURAS

Figura 3.1 Esquema de Decaimiento Radiactivo del CO-60 3.2 Esquema de Decaimiento Radiactivo del CS- 13 7 3.3 Efecto de la Distancia en la Dosis Absorbida 3.4 Efecto del Blindaje Sobre la Radiación Gamma

8 10 12 19 20 21 22 29

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Octubre 1995

MANUAL DE PROCEDIMIENTOS DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA

La Protección Radiológica se desarrolló en forma paralela a los descubrimientos de los rayos X y la radiactividad; después de los descubrimientos de los RX por Roentgen, numerosas radiografias médicas se habían tomado en Europa y en los Estados Unidos, así mismo se habían implementado muchos aparatos, todo con la ignorancia absoluta sobre sus riesgos; ¿porqué se iba a creer que un rayo similar a la luz, pero no detectable por los sentidos, podría dañar a las personas?. Sin embargo, pronto se empezaron a asociar algunos efectos adversos con la exposición a los RX, a la fluorescescencia y a la radiactividad, por lo que se vio la necesidad de medir dichas exposiciones. Para poder cuantificar estas medidas se requiere de un conjunto de técnicas que reciben el nombre de Dosimetría de la Radiación Ionizante. La finalidad de la Protección Radiológica es resguardar a los individuos, sus descendientes, el medio ambiente y los bienes, de los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes; esto se logra si se aplica el concepto ALARA ("AS Low AS Reasonably Achievable"). Tomando en cuenta los antecedentes de la Protección Radiológica, así como las guías correspondientes proporcionadas por la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias se realizó este documento de vital importancia para nuestra Instalación Radiactiva.

Algunos temas aquí desarrollados serán obvios para el público que está familiarizado con esta área, pero tomando en cuenta que este material será consultado por alumnos que se inician en este ámbito no hemos querido omitir una sección de conceptos básicos que serán de gran utilidad para alumnos que curzan materias relacionadas con el Laboratorio de Física Nuclear.

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Octubre 1995

MANUAL DE PROCEDIMIENTOS DE SEGURIDAD RADIOL~GICA

2 OBJETIVO Y ALCANCE

El objetivo de este Manual es dar a conocer los procedimientos a seguir para que todas las acciones que involucren a las fuentes radiactivas en e¡ Laboratorio de Física Nuclear se realicen tomando en cuenta las normas de Protección Radiológica para: reducir las exposiciones del Personal Ocupacionalmente Expuesto, de los estudiantes y del público en general a niveles tan bajos como razonablemente pueda lograrse.

El presente documento formula requisitos y recomendaciones así como ejemplos ilustrativos para el establecimiento del programa de Seguridad Radiológica, aplicable al Laboratorio de Física Nuclear. Ofrece también orientación sobre el manejo y documentación concerniente al material radiactivo empleado en esta instalación. Las disposiciones presentadas son aplicables a todas las actividades que se realicen en este laboratorio, a todas las actividades que afecten a la calidad de la Seguridad Radiológica, tales como, adquisición, manipulación almacenamiento, limpieza, ensayo y mantenimiento de esta Instalación Radiactiva.

El Manual de Procedimientos de Seguridad Radiológica se aplicará en el Laboratorio de Física Nuclear del Departamento de IPH del Área de Recursos Energéticos de la Universidad Autónoma Metropolitana, plantel Iztapalapa. Este manual se fundamenta en el Regiamento General de Seguridad Radiológica, publicado en el Diario Oficial De la Federación el 22 de Noviembre de 1988 por la Secretaría de Energía, Minas e Industria Paraestatal, por medio de la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias.

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CONCEPTOS BASICOS DE PROTECCION RADIOLOGICA

2.1 NOTACIONES

ALARA

CIüR

CNSNS

IAEA

ICRP

IMSS

ININ

ISR

LA1

MSR

POE

RGSR

UAM

LFN

RSR

("AS Low AS Reasonably Achievable") Significa mantener las exposiciones a la Radiación tan bajas como razonablemente pueda lograrse.

Comisión Internacional de Unidades Radiológicas.

Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias.

Agencia Internacional de Energía Atómica.

Comisión Internacional en Protección Radiológica.

Instituto Mexicano del Seguro Social.

Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares.

Informe de Seguridad Radiológica.

Límite Anual de Incorporación.

Manual de Seguridad Radiológica.

Personal Ocupacionalmente Expuesto.

Reglamento General de Seguridad Radiológica.

Universidad Autónoma Metropolitana.


Responsable de Seguridad Radiológica

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CONCEPTOS BÁSICOS DE PROTECCIÓN RADIOLOGICA

3 PRESENTACI~N DEL MANUAL DE PROCEDIMIENTOS DE SEGURIDAD RADIOL~GICA

3.1 Sistema de Limitación de Dosis.

El Sistema de Limitación de Dosis tiene por objetivo evitar los riesgos de las radiaciones ionizantes o en su caso, limitar la ocurrencia de ellos a un nivel aceptable. Para poder lograr su objetivo, el Sistema de Limitación de Dosis se basa en tres principios fundamentales:

3.1.1 Justzflcación. El principio de la justificación implica que, para cada práctica o actividad que entrañe exposición a las radiaciones ionizantes, debe hacerse un análisis de las ventajas y desventajas y asegurarse de que su introducción producirá un beneficio. Es posible recurrir a un análisis costo-beneficio para adoptar una decisión; en dicho análisis se debe considerar el valor bruto de la práctica, que incluye el valor del producto o servicio más todos los beneficios sociales y de todo tipo, al que debe restarse el costo de la práctica, que incluye el costo para la sociedad de todos los efectos no radiológicos, el costo de la Protección Radiológica y el costo asignado al detrimento radiológico. En conclusión no debe aprobarse ninguna práctica que entrañe exposición a las radiaciones ionizantes, a menos que su introducción produzca un beneficio neto positivo a la sociedad.

3.1.2 Optimización. La concepción, el diseño, la planificación, uso y aplicación de las fuentes de radiación ionizante y de los trabajos que con ellas se realicen, deberán asegurar que las exposiciones se mantengan tan bajas como razonablemente puedan lograrse. La optimización va más allá del concepto de dosis máxima permisible (o admisible), usado con anterioridad, dado que se base en el concepto ALARA que significa mantener las exposiciones a la radiación tan bajas como razonablemente pueda lograrse; es decir, es recomendable hacer el mayor esfúerzo para reducir las dosis a individuos y ai público, mediante un análisis cuantitativo de la operación o práctica, para determinar el punto hasta el que se puede reducir la exposición, más allá del cual una reducción ulterior no justificaría el incremento del costo necesario para conseguirla.

3.1.3 Limitación de Dosis. Para asegurar el cumplimiento de los objetivos de la Protección Radiológica deben establecerse límites adecuados, considerando que muchas actividades humanas pueden dar lugar a dosis en el futuro, por lo que deben tomarse las precauciones suficientes para evitar que la combinación de las dosis debidas a prácticas actuales y futuras puedan dar lugar a una exposición inadmisible.

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CONCEPTOS BÁSICOS DE PROTECCI~N RADIOL~GICA

3.2 Aplicación del Sistema de Limitación de Dosis

Para satisfacer la limitación de dosis se deben establecer valores límites y niveles de referencia como se indica a continuación, de acuerdo .al sistema de limitación de dosis propuesto por la Comisión Internacional en Protección Radiológica (ICñP).

3.2.1 Limites

3.2.1.1 Límites primarios. Se aplican al equivalente de dosis, que es la magnitud que cuantifica el posible efecto deletéreo para la salud.

3.2.1.2 Límites Secundarios. Se usan cuando no se puede aplicar directamente el límite primario; por ejemplo, se aplican a la cantidad de un radionúclido incorporado al organismo.

3.2.1.3 Límites Derivados Se relacionan con los límites primarios mediante un modelo definido, tal que si satisfacen los límites derivados es casi seguro que se satisfacen los límites primarios; por ejemplo, la concentración de un radionúclido en el aire.

3.2.1.4 Límites Autorizados. Son los que establece la Autoridad competente para cualquier magnitud y, en general, son menores a los límites primarios o a los derivados.

3.2.2 Niveles de Referencia

3.2.2. I Nivel de Registro. Es el valor de una magnitud por encima del cual la información tiene interés suficiente para registro y conservación.

3.2.2.2 Nivel de Investigación. Es el valor que se considera suficientemente importante para justificar una investigación de las causas por las que se rebasa. ,

3.2.2.3 Nivel de Intervención. Es el valor que de superarse indica una situación que requiere tomar medidas correctivas.

Todos los valores de los diferentes niveles deben ser establecidos por el Encargado de la Protección Radiológica de acuerdo con la situación particular que prevalezca.

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3.3 Límite del Equivalente de Dosis Efectivo Anual

3.3. I Límites para Trabajadores El límite de Equivalente de Dosis Efectivo Anual para Personal Ocupacionalmente Expuesto (POE) es de 50- mSv. (5 rem) para los efectos estocasticos. El límite anual de Equivalente de Dosis para los efectos determinísticos (no estocásticos) es de 500 mSv (50 rem) para los distintos Órganos y tejidos, excepto para el cristalino, para el cual es de 150 mSv (15 rem).

El establecimiento de los límites de Equivalente de Dosis para el personal ocupacionalmente expuesto se basa en considerar, para todo trabajo con radiaciones ionizantes, un riesgo equivalente al que existe en aquellos trabajos e industrias que poseen el más elevado índice de seguridad.

3.3.2 Límites para Público. El limite de Equivalente de Dosis Efectivo Anual para individuos del público es de 5 mSv. (0.5 rem) para los efectos estocásticos. El límite Anual de Equivalente de Dosis para los efectos determinísticos (no estocásticos) es de 50 mSv (5 rem). Cuando los individuos del público puedan estar expuestos por periodos prolongados (años), el valor medio anual del Equivalente de Dosis Efectivo se procurará que sea de 1 mSv. (O. 1 rem).

Estos límites no se aplican a las dosis originadas por exposición médica ni por la radiación natural de fondo.

3.3.3 Límites para Estudiantes. Estos serán considerados como individuos del público, sin embargo, sólo se permitirá que reciban por motivo de enseñanza, la décima parte de los límites establecidos por el Reglamento General de Seguridad Radiológica para los individuos del público, es decir, 0.5 mSv (0.05 rem) para los efectos estocásticos, mientras que para el Límite Anual de Equivalente de Dosis para los efectos determinísticos es de 5 mSv. (0.5 rem).

3.4 Unidades de Radiación.

Cuando la radiación ionizante pasa a través de la materia se producen interacciones con los átomos y las moléculas constitutivas de ese medio, resultando ionizaciones y excitaciones, con formación de radicales libres muy reactivos y excitaciones. Por otro lado la radiación emitida por las sustancias radiactivas puede impresionar una placa fotográfica, provocar la fluorescencia de ciertos cuerpos y volver conductores de la electricidad a los gases. Con base en estas propiedades es factible desarrollar métodos para su medida. La interacción de la radiación con la materia es función de varios factores, algunos de íos cuales se mencionan a continuación.

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1) Las características de la fuente (tipo de emisión, energía de la radiación, intensidad de la fuente, etc.).

2) Distribución de los pares de iones formados,. que a su vez depende del tipo de radiación y del mecanismo de interacción.

3) La naturaleza del tejido irradiado.

A continuación se presentan las unidades más comúnmente empleadas, haciendo referencia a las unidades del Sistema Internacional y su equivalencia con las unidades tradicionalmente empleadas [*,3,431 mismas que se incluyen puesto que en cualquier proceso de cambio se requiere adaptación.

3.4. I Unidades de Actividad

La unidad de actividad de un material radiactivo, en el Sistema Internacional (SI), se denomina Becquerel, simbolizada por Bq, y definida como:

Becquerel (Bq) = 1 desintegración por segundo

Para algunos propósitos, el Becquerel es una cantidad de actividad muy pequeña, y comúnmente se utilizan múltiplos del Becquerel: kilobecquerel (KBq) = lx103 Bq, megabecquerel (MBq) = 1 x 1 O6 Bq, etc.

Tradicionalmente, la actividad de un material radiactivo se medía en Curie, simbolizado por Ci y que tiene una gran importancia histórica. El Curie, originalmente fue definido como la actividad de un gramo de radio-226, posteriormente se definió co,mo:

Curie (Ci) = 3 . 7 ~ 1 0 ~ ~ desintegraciones por segundo Curie (Ci) = 3 . 7 ~ 1 0 ~ ~ Becquerel

Para la fisica de la salud, como para algunos otros propósitos, el Curie es una cantidad muy grande, por lo que, se usan los submúltiplos del Curie: milicurie ( d i ) = l~lO-~Ci9 microcurie (Ki) = 1 ~ l 0 - 6 c i . E n la tabla 3.1 se resumen las unidades más comúnmente empleadas.

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m

Dosis Absorbida

Dosis

Rapidez de Equivalente de

Dosis

Equivalente de


D

H

H

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Tabla 3.1 Resumen de las unidades empleadas

I CANTIDAD

A Actividad I

I

Constante de I h

Rapidez de Exposición X

Dosis Absorbida

D

- SI Nombre en SI Nombre

Anterior S - ' Becquerel Curie [Ci]

- I I

i.z Siever [ Sv]

- I I

Relación

1Ci = 3 . 7 ~ 1 0 ' ~ E q

1 Gy=lOO rad

1Gy - 100rad

1 Sv=lOO rem

--- S S

3.5 Fuentes Naturales de Radiación

La evaluación de las dosis de radiación que el ser humano recibe de las fuentes naturales tiene particular importancia, ya que la irradiación natural constituye la proporción más elevada de la dosis colectiva de la población m~ndiai[~] más aún, el estudio de la magnitud de la variación de la irradiación natural de acuerdo con el lugar tiene un interés práctico porque puede influir en las actitudes a adoptar ante cualquier exposición adicional procedente de fuentes intensificadas por factores Las fuentes naturales se pueden clasificar en:

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CONCEPTOS BÁSICOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

a) Fuentes externas (de origen terrestre y extraterrestre).

b) Fuentes internas (debidas a los radionúclidos naturales absorbidos por el cuerpo humano).

3.5. I Fuentes Externas

A través de los siglos, el ser humano ha estado expuesto a la radiación denominada fondo natural. Esta incluye la radiación cósmica y la proveniente de las fuentes terrestres.

La intensidad de la radiación cósmica varía, tanto geográfica como temporalmente, así como por la variación de manchas y protuberancias solares. En general, el valor de la radiación cósmica aumenta con la altura; actualmente, se puede afirmar que por cada 1,500m (5,000 pies) sobre el nivel del mar, la intensidad de la radiación cósmica prácticamente se duplica.

Los radionúclidos naturales que han existido en la corteza terrestre desde sus orígenes, usualmente se dividen en dos grupos, los de alto número atómico, mayor o igual a 81, y los de bajo número atómico. Los radioisótopos naturales de alto número atómico pertenecen a las cadenas de los radioisótopos padres torio, uranio y actinio.

Los radioisótopos naturales de bajo número atómico son principalmente el potasio-40, el carbono-14 y el tritio o hidrógeno-3. De éstos, el potasio-40 se encuentra ampliamente distribuido en el ambiente, contribuyendo, tanto a la dosis interna como a la externa de los organismos vivos: plantas y animales, incluyendo ai hombre.

3.5.2 Fuentes Internas

Los núclidos radiactivos presentes en la biosfera entran en el organismo humano por ingestión e inhalación; una vez incorporados pasan a ser fuentes de irradiación interna. Para evaluar las dosis a órganos y tejidos se requiere conocer la concentración y tipo de radioelemento, así como ciertas Características biológicas que determinan su estancia dentro del organismo. Entre los radioelementos cosmogénicos, el tritio se produce en la atmósfera y un 99% pasa a ser constituyente del agua. La ingestión del agua potable y alimentos son la parte fundamental de la radiación interna). El contenido radiactivo del agua potable varía en un factor de 10,000, dependiendo del manantial.

La tabla 3.2 es una carta de dosimetría de radiación personal para México, elaborada por la investigadora mexicana Ileana Velasco. Cabe mencionar, que el valor del equivalente de dosis promedio anual varia con el órgano a que se le refiera.

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Tabla 3.2 Carta de Dosimetría de Radiación Personal para México.

FUENTES DE RADIACI~N COMUNES

LUGAR DONDE VIVE

LO QUE COME BEBE o RESPIRA

COMO VIVE

R A D I A C I ~ N CÓSMICA

. LOCALIZACI~N 0 A nivel del mar

.Por cada 150 m sobre el nivel del mar, sumar:

RADIACIÓN TERRESTRE

.Construcción casa (18 h estancia) .Madera *Concreto *Piedra .Ladrillo

Estancia al aire libre (6 horas promedio)

0 Ocurrencia natural de radionúclidos promedio en alimentos, agua y aire

Precipitación radiactiva

0 Nortedelpaís Centro y sur del país

0 Viajes en avión: por cada vuelo de 2500 Km. 0 Por ver televisión: (h por día) X

MÉDICA Y ODONTOL~GICA

Rayos X del pecho Rayos X Gastrointestinales

0 Extremidades 0

0 Radiofármacos 0 Rayos X dentales

Fiuoroscopía por minuto de examen

TOTAL

DOSIS A CUERPO ENTERO

(mSv/AÑO)

0.4 1 H X 0.03

0.30 0.40 0.45 0.35

0.09

0.22

0.03 0.04

v x 0.01 I

h X1.5 X 10-j-

N X 0.10 N X 5.00 N X 0.10 N X 200 N X 2.00 N X 0.06

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3.5.3 Fuentes Artificiales de Radiación

La exposición a la radiación natural puede ser intensificada por la actividad humana; por ejemplo, los vuelos a grandes alturas, la construcción de edificios con materiales ricos en elementos radiactivos, la reducción en la tasa de ventilación en las viviendas, la perforación de pozos profundos para extraer agua, la que será rica en radón, los residuos de las industrias de fosfatos, la liberación de radionúclidos naturales en las centrales eléctricas alimentadas por carbón, etc.

El ser humano ha logrado generar fuentes artificiales de radiación, utilizando los generadores de neutrones y exponiendo diversos isótopos de los plementos conocidos. Al recibir un neutrón, el núcleo estable de un isótopo se excita a un estado no estable, lográndose que emita una partícula alfa ( a ) o beta (p) o radiación electromagnética (y). Por medio de este proceso se ha logrado generar una gran cantidad de radioisótopos artificiales que no se encuentran en la naturaleza. También es de suma importancia diferenciar entre una fuente sellada y una fuente abierta, en el primer caso se trata de cualquier material radiactivo permanentemente incorporado a un material encerrado en una cápsula hermética con resistencia mecánica suficiente para impedir el escape del radioisótopo o la dispersión de la sustancia radiactiva en las condiciones previsibles de utilización y desgaste; y en el segundo caso unafuente abierta es aquella en la cual todo el material radiactivo que durante su utilización puede entrar en contacto directo con el medio ambiente.

3.6 Decaimiento Radiactivo

La radiactividad es la emisión espontánea de energía que producen algunos núcleos atómicos, a los cuales se les denomina inestables o radiactivos. Debido a que la energía se conserva, un núcleo debe tener un exceso de energía en su interior antes de poder emitirla. Es esta energía "sobrante" la que el núcleo comunica a partículas energéticas en caso de emisión de partículas alfa y beta, o a radiación electromagnética, si se emiten rayos gamma. Cuando un núcleo radiactivo emite radiación se dice que ocumó un decaimiento radiactivo o que el núcleo "decayó". Después del decaimiento, el núcleo inicial se ha transformado en otro diferente. Este fenómeno radiactivo es esencialmente estadístico; los estudios tratan sobre un número grande de eventos. Siempre será éste el caso, pues aunque se trate con cantidades muy pequeñas de materia, el número de núcleos ahí contenidos será muy grande.

El efecto de una emisión radiactiva sobre el número de masa (A) y el número atómico (Z) de los elementos se resume en la Tabla 3.3, considerando que tanto la masa como la carga se conservan durante la desintegración:

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Tabla 3.3 Decaimientos Radiactivos

Emisión Alfa: x; + Y;: + He;

Emisión Beta:

XA + y z Emisión Gamma: *x$ +

La emisión gamma no cambia ni la carga ni la masa del núcleo. Después de una emisión gamma, el núcleo se encuentra en un estado de energía diferente.

3.6. i Actividad

La hipótesis básica de la teoría estadística del decaimiento radiactivo es que, cualquiera que sea la edad del núcleo, su probabilidad de desintegración por unidad de tiempo es una constante y se designa mediante lamda (A), y que al multiplicarla por N que es el número de núcleos presentes en un instante t, se puede escribir como:

dN = -A. N.dt

En la práctica, el concepto de ACTIVIDAD resulta mucho más útil que el de núcleos transformados. En efecto, es la actividad la que se mide por medio de los contadores. La

A, corresponde a una cantidad de núclidos radiactivos, en un estado particular de energía para un tiempo dado.

A = A,,e-At

Donde A, es la actividad inicial a t=O, y h es la probabilidad de desintegración del radioisótopo en particular. La unidad de actividad es el recíproco del segundo, s-l y se conoce con el nombre especial de Becquerel (Bq).

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3.6.2 Vida Media

Se llama vida media, T 1 /2 al tiempo necesario para que la mitad de los núcleos, inicialmente en un estado de energía, se transformen, o sea, al tiempo necesario para que la actividad disminuya a la mitad. Así se tiene que:

In 2 0.693 %- -

/I 7;,2 -?

La vida media se expresa en unidades de tiempo.

3.6.3 Vida Promedio

No es posible decir exactamente cuando un núcleo en particular se va a desintegrar, ya que el proceso de decaimiento radiactivo es probabilístico. La vida de un núcleo, en particular, va

a estar comprendida entre O e infinito (9. Así, la vida promedio de un núcleo estará dado por:

Se debe notar que la radiactividad natural, es un fenómeno nuclear que escapa completamente al control humano. Ninguna circunstancia exterior tiene influencia sobre la probabilidad de desintegración de un elemento dado así como sobre su vida media. Otro hecho significativo es que todo cuerpo radiactivo está caracterizado por la naturaleza y energía de la radiación emitida.

3.7 Familias Radiactivas

Ciertos elementos radiactivos se desintegran formando una serie de elementos distintos, es decir, un elemento después de haber emitido aigún tipo de radiación se transforma en otro elemento, que a su vez puede ser radiactivo y así sucesivamente (ver decaimiento radiactivo). Existen tres tipos de familias radiactivas naturales y además existe una artificial, caracterizadas por la relación que da la masa de cualquiera de sus elementos, siendo éstas: la familia del uranio (4n+2), la familia del tono (4n), la familia del actinio (4n+3) y la familia del neptunio (4n+l), donde n es un número entero. Todos los miembros de estas familias tienen un número atómico superior a 8 1.

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CONCEPTOS BÁSICOS DE PROTECCION RADIOLOGICA

3.8 Diagramas de Desintegración

Los diagramas de desintegración describen el tipo de energía y el estado al que se transform2 el núcleo del isótopo radiactivo, también se muestra el tipo de decaimiento que sufre al cambiar del estado inicial al estado base. Cada línea horizontal muestra el estado energético del isótopo correspondiente, las flechas indican decaimiento radiactivo y se acompaña de la letra que representa dicho decaimiento, así como de la energía de decaimiento. Dos esquemas de desintegración de radioisótopos empleados en el Laboratorio de Física Nuclear (CO-60 y Cs-l37), se muestran en las figuras 3.1 y 3.2 respectivamente. Es recomendable ver las secciones 3.6 (Decaimiento Radiactivo) y 3.7 (Familias Radiactivas) para mejor interpretación de los diagramas antes mencionados.

60

0.314 MeV

L U 27

100%

1.173 MeV I Y

28 ( ES TABLE )

Figura 3.1 Esquema de decaimiento del Co-60

La vida media de este isótopo es de 5.263 años.

Este radionúclido decae al isótopo 60 del níquel, estable.

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1 3 7 ~ ~ - 55

1.176 MeV 6.58

0.514 MeV 93.58 L

P 137

56 - Bu

( 2 . 5 5 min)

Y 0.661 MeV

56

(ESTABLE

Figura 3.2 Esquema de decaimiento del Cs-137.

La vida media de este isótopo es de 30.0 años

Este radionúclido decae al isótopo 137 del bario, estable.

3.9 Exposición

La exposición indica el poder ionizante asociado ai flujo de fotones (rayos X y rayos gamma), que relaciona la cantidad de energía transmitida por la radiación electromagnética a una unidad de masa de aire. Se seleccionó el aire por tener un coeficiente de absorción cercano al tejido muscular y por la facilidad de construir equipos con cámaras de ionización de aire. Una unidad de exposición se define como:

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dm

donde dQ es el valor absoluto de la carga total de iones de un solo signo producidos el en aire, cuando todos los electrones liberados por los fotones dentro de un volumen elemental de aire, de masa dm, son detenidos completamente, aunque no necesariamente en el elemento de volumen. En otras palabras:

Unidad de exposición (Glig.) : Es la cantidad de radiación X o gamma que produce, en un kilogramo de aire seco a condiciones estándar (20 grados centígrados y 760 mm. Hg), una cantidad de iones cuya carga total es un coulomb de cada signo.

La CIUR[51 no propone ningún nombre en especial para la exposición dentro del Sistema Internacional de Unidades, quedando:

Unidad de exposición = 1 C/(kg. aire a condiciones estándar) Puesto que la energía promedio disipada en la producción de un par de iones en aire es de 34 eV.

J 345 34'' 1.6 10-19 - - - - 1 ion X X-

IC 1

kg kg,,, 1.6 x C ion eV 'galre - ---

La unidad de exposición de rayos X, originalmente se denominó roentgen, y se simbolizó por 'Y; en la actualidad también es común que se represente mediante "R". El roentgen (r): es la cantidad de radiación electromagnética (rayos X o gamma) que produce en un centímetro de aire seco, a presión y temperatura normales (0.001293 g) la formación de pares iones que transportan una carga total de 1 esui para cada signo.

ESTATCOULOMB (esu): (Unidad Electrostática de Carga). Es aquella cantidad de carga eléctrica que, cuando colocada en el vacío a una distancia de un centímetro de una carga igual y del mimo signo, se repel& con una fuena de una dina (abreviada, esu).

1 C = 3.335640 X 10 -Io esu

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La relación entre el roentgen y la unidad de exposición del SI se expresa:

1 cm3 34 eV 1 . 6 ~ 1 0 - ’ ~ J lOOOg Y-

1 esu 1 esu 1 ion cm3 cm3 4 . 8 ~ 1 0 - ’ ~ esu 0.001293 g ion

I r = - = - X X- X

8 . 7 6 ~ 1 0 - ~ J - 87.6 ergios Ir = -

kgm galre

1c - = 3876 r Ó [R] kg

también

ergios

gmre 1 r = 87.6- = 0.876 rad

El roentgen es inadecuado como unidad de radiación debido a radiación gamma y rayos X, y su efecto se refiere únicamente al aire. El

que se aplica solamente a tejido humano es el medio

que presenta gran interés y la energía depositada en él, es generalmente mayor. Así, en el intervalo usual de energía de radiación gamma, la energía depositada en el tejido debida a una exposición de 1 r es aproximadamente igual a 9.6 xlO-3 Jkg. La exposición a la radiación gamma se calcula considerando la energía absorbida por unidad de masa de aire a una distancia específica. Se requiere saber cual es la energía que se desprende de un material dado, el cual se obtiene como la fracción de fotones emitidos, f fotones por transformación por segundo, con una energía dada, como se desarrolla a continuación. La energía total irradiada, 4, que llega a cualquier punto comprendido en un ángulo sólido 4n, por hora, en cuyo centro está la fuente con actividad medida en transformaciones por segundo, tps, es :

fotón MeV 1 x 106tps 3 . 6 ~ 10’seg @ = f - x seg-‘ x E - X X P foton MBq h

MeV MBqh

Q > = f x E x 3 . 6 ~ 1 0 ’ -

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Ai dividir la energía total irradiada por el área de la esfera se obtiene el flujo de energía por unidad de área, o sea:

- f x E x 3 . 6 ~ 1 0 ~ MeV $=G- 4 w 2 Mbq hr m2

Con los cálculos anteriores se obtuvo el flujo de energía por unidad de área a una distancia dada, por lo que hace falta conocer cuanta de esta energía es absorbida por el aire, por lo cud se emplea el coeficiente de absorción masico, ,u,,, , que es la probabilidad de que un fotón sea absorbido por el aire.

donde p es el coeficiente de absorción lineal para el aire, y p su densidad.

Además, este indicador del nivel de radiación gamma, r, conviene expresarlo en unidades Ckg. por unidad de distancia al cuadrado por unidad de actividad (Mó ) para lo cual se emplean los factores de cambio de unidad 1/34 (C/kg.)/(Jkg.) y el 1.6 x l O j j JMeV, con lo que se obtiene :

C mz

Pain

se define la constante r, para una fuente dada, como:

1 I- = 4 x &EE x 1.6 x 1 0-13 x - Paire 34

r, = const, x f l x E, x p m ,

comop,,, = 3.5 x 10- l~ r, = const x J; x E,

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*

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I Radioisótopo I r

caaabertadtarpo

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r

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C O - 60


C m’/ kg. Mi3q h rm’ / Ci h 9.18 10-~ 1.32

Cada transformación del núcleo de un átomo inestable puede originar varios fotones, por lo que se debe denotar el nivel de radiación gamma como:

El nivel de radiación gamma para el Co-60 y Cs-137 en diferentes unidades se muestran en la tabla 3.4.

Tabla 3.4 Nivel de Radiación Gamma.

La rapidez de exposición está dada como:

I rfionte x Actividad,,, I x=

3.10 Dosis Absorbida

La propiedad fundamental en Dosimetría para la protección radiológica es la dosis absorbida (D). Ésta es la energía absorbida por unidad de masa y su unidad es el joule por kilogramo, que tiene el nombre especial de gray (Gy)i. El uso del promedio de dosis como indicador de la probabilidad de subsecuentes efectos estocásticos depende de la linealidad de la relación entre la probabilidad de inducir un efecto y la dosis (relación dosis-respuesta). La relación dosis-respuesta no es lineal para íos efectos determinísticos a menos que la dosis sea uniformemente distribuida sobre el tejido u órgano. A continuación, se da la expresión para la obtención de la rapidez de dosis absorbida:

la dosis absorbida se define en términos que permiten ser especificada en ujn punto, sin embargo, en la nueva propuesta del ICRP significa el promedio de dosis sobre tejido u Órgano.

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TIPO DE RADIACIÓN

Rayos gamma, rayos X, rayos p y electrones.

Neutrones térmicos

casaabenadtempo


FACTOR DE CALIDAD "Q"

1

2.3


Neutrones rápidos y protones


10

Donde A es la actividad de la fuente radiactiva y d, la distancia entre la fuente y el cuerpo. La equivalencia con el S.I. es:

Partículas a y partículas con cargas múltiples

3.11 Equivalente de Dosis

20

Con fines de protección radiológica se ha encontrado conveniente introducir una magnitud física que correlaciona la dosis absorbida con los efectos deletéreos más importantes de la exposición a la radiación, en particular con los efectos estocásticos tardíos. El equivalente de dosis (H) es la cantidad que resulta de la ecuación:

H = D Q N

Donde D es la dosis absorbida en Gy, Q es el factor de calidad y N es el producto de todos los demás factores de ponderación que modifican los efectos biológicos de las dosis absorbidas; la CIUR le asigna el valor de uno para las aplicaciones rutinarias de la Protección Radiológica, y toma otros valores cuando se trate de altas exposiciones debidas, principalmente, a accidentes. En la tabla 3.5 se presentan algunos valores del factor de calidad Q.

Tabla 3.5 Valores del Factor de Calidad "Q"

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mi Casaabprtadtienpo


TEJIDO U ÓRGANO Colon Esófago Estómago Gónadas Hígado Médula Ósea Piel


FACTOR DE PESO DEL TEJIDO, WT o. 12 0.05 o. 12 0.20 0.05

’ 0.12 0.01

El nombre especial para la unidad de equivalente de dosis es el Siever (Sv). Hasta 1980 se utilizó el rem, cuya equivalencia con el Siever está dada por:

pulmón Superficie del hueso Seno

i rem = 1 x Sv

o. 12 0.01 0.05

3.12 Equivalente de Dosis Efectivo

Tiroides Vesícula biliar

El equivalente de dosis efectivo, HE, es la suma ponderada de los equivalentes de dosis para los diferentes tejidos H, tanto por irradiación externa como por incorporación de radionúclidos. Se define como:

H E = c, w T HT

0.05 0.05

donde wT es el factor de peso para el tejido. En la tabla 3.6 se muestran valores para algunos tejidos, H , es el equivalente de dosis anual en el tejido u órgano T y HE es el límite recomendado para el equivalente de dosis anual para una irradiación uniforme a cuerpo entero.

Tabla 3.6 Factores de Peso de los Tejidos [2]

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APLIC ACION

Cuerno entero

Casaabertadtienpo


Límite de dosis, mSv I año

POE PUBLICO ESTUDIANTES

50 5 0.5


Cristalino del ojo Piel Manos v Dies


150 15 1.5 500 50 5.0 500 -- ---

3.13 Factores para Reducir la Exposición a la Radiación

En la protección radiológica existen tres factores muy importantes que disminuyen la dosis por exposición de una fuente externa, que son: distancia de la fiiente, tiempo de exposición y blindaje. El empleo adecuado de estos factores permite disminuir los riesgos del personal ocupacionalmente expuesto (POE), así como satisfacer los límites de equivalente de dosis. Para cumplir con el Reglamento General de Seguridad Radiológica se sugieren los límites de equivalente de dosis que muestra la tabla 1.7.

Tabla 3.7 Límite de Equivalente de Dosis [2]

3.13. 1 Efecto de la Distancia en la Exposicion.

El flujo de radiación gamma, 4 de una fuente puntual es uniforme en todas las direcciones, o sea es radial. El flujo, por unidad de área en una esfera de radio r y con centro en la fuente, está dado por:

Para una fuente dada, se observa que el flujo por unidad de área cumple con la ley del inverso del cuadrado de la distancia. Por ejemplo, al comparar los flujos en dos esferas concéntricas, con distintos radios, rl y rz , se obtiene:

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Por lo que la intensidad es menor conforme se aleja uno de la fuente. Dado que la dosis absorbida es función de la intensidad, también se cumple que:

1

r2 Da - .

5 microCuriea

cS3'

Ax1 cm B=lOcm C-ILOcm M c m MOcm F4Ocm G=4OOcm H=lZOcm

a Figura 3.3 Efecto de la distancia en la dosis absorbida 1 D = - r,

a Da r,

3.13.2 Efecto del Tiempo de Exposición

Dentro de la protección radiológica el tiempo de exposición es muy importante para la seguridad del personal ocupacionalmente expuesto, porque, cuanto más tiempo permanezca cerca de una fuente radiactiva mayor será la radiación recibida.

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Para controlar el tiempo de exposición se cuenta usualmente con los detectores portátiles; éstos indican la rapidez de exposición, rapidez de dosis o rapidez de equivalente de dosis por unidad de tiempo, algunas veces con indicaciones de niveles de dosis por luz y/o sonoros. Además, todo POE tiene la obligación de portar su(s) dosímetro(s) personal(es). Si conocemos la actividad de la fbente, podemos determinar la rapidez de equivalente de dosis a un metro de distancia, por ejemplo, además si la geometría del sistema se mantiene constante, la dosis varía únicamente con el tiempo, es decir:

H = H x t Donde H es el equivalente de dosis, H la rapidez de equivalente de dosis y t el tiempo.

3.13.3 Efecto del Blindaje Sobre la Exposición

El tercer factor para controlar y reducir los riesgos por radiación externa es el blindaje, el cual es un material interpuesto entre una fuente de radiación y las personas o el equipo u otros objetos, con el fin de atenuar la radiación.

Es importante recordar que los dos factores, distancia y tiempo, son aplicables a cualquier tipo de radiación nuclear externa, alfa, beta, gamma o neutrones. La radiación alfa posee un factor de penetración muy pequeño, ya que una hoja de papel o el espesor de la piel es suficiente para detenerla. Respecto a las radiaciones beta, gamma y neutrones requieren de un tratamiento especial. La radiación gamma es la más empleada en nuestro laboratorio y también a nivel industrial, por esta razón se explica especialmente el blindaje para este tipo de radiación en particular.

La radiación gamma se atenúa exponencialmente cuando pasa a través de un material, debido a la combinación de los procesos de absorción y dispersión de la radiación, denominándose a esta combinación de proceso "atenuación de la radiación": Dentro de estos procesos de atenuación destacan tres, denominados: efecto fotoeléctrico, efecto Compton y producción de pares.

Este efecto de atenuación fue descubierto por D'Lambert y propuesto por primera vez en 1760, restringido primeramente a la luz visible y actualmente aplicado a todas las radiaciones. Esta ley se refiere a la tasa de atenuación de la radiación a medida que penetra un medio. Enuncia que espesores iguales del medio atenúan proporciones iguales de la radiación incidente. O sea, que al cruzar un espesor, d, se atenúa la fracción, f, de la intensidad original:

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Si se cruzan n espesores, de longitud d, del mismo material, entonces:

Es decir, que la intensidad I de la radiación transmitida disminuye exponencialmente con la distancia d recorrida en el medio:

Donde Io es la intensidad de la radiación incidente y p es el coeficiente de atenuación lineal del medio, el cual vana también por la longitud de onda de la radiación; o lo que es lo mismo, de acuerdo a la energía de la radiación y al material empleado. Por ejemplo el coeficiente de atenuación lineal para el plomo para una fuente con energía de 1.332 MeV, es:

,u = O. 643 5cm-'

Para que la intensidad del haz disminuya a la mitad, se requiere que:

Por lo tanto:

Ln 1/2 -0.6931 = 1 . 0 7 7 ~ 1 - d = -

-P -0.643 5

A d se le conoce como el espesor medio de atenuación.

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7.2rlO'Svlh

2.88~10 -~ Svh D

Figura 3.4 Efecto del blindaje sobre la Radiación Gamma.

3.14 Efectos Biológicos de las Radiaciones Ionizantes

Los efectos de la radiación sobre la acción fisiológica se conoció al inicio del empleo de los rayo X, ya que ésta podía causar la destrucción de los tejidos. Las aplicaciones médicas habían sido realizadas mucho antes de que se determinara la naturaleza ¿e los rayos Roentgen o rayos X.

El primero que observó la acción del radio sobre las células del organismo fue Becquerel, Pierre Curie verificó este hecho colocando sobre su brazo un fragmento de radio, después de varias horas tenía una ampolla, dificil de curar. Esta destrucción de tejidos vivos es debida a la cantidad de radiación absorbida por éstos.

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m CONCEPTOS BÁSICOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

Los médicos verificaron la acción biológica empleando un método sistemático en los animales, observando que distintas células presentan diferente sensibilidad. Las células más sensibles a la radiación son aquellas que se producen en menor tiempo. Este hecho ha permitido atacar a las células cancerosas, por su reproducción anormal, o sea, el tiempo de reproducción de las células cancerosas es muy pequeño comparado al de las células normales, aspectos que las hace más radio sensibles, lo que ha permitido destruir a las células cancerosas, cuando la dosis de radiación es aplicada de manera conveniente.

La radiobiología es la ciencia que realiza el estudio de los efectos de las radiaciones ionizantes sobre los seres vivos. En medicina, dicho estudio es importante al permitir, por un lado, hacer uso racional de la radiación con fines de radiodiagnóstico y tratamiento de diversos trastornos y, por otro lado, poder atender en forma correcta a las personas que hayan resultado expuestas a ellas.

Se pueden señalar dos características sobresalientes de las radiaciones ionizantes: que pasan a través de la materia y que depositan energía en ella. La penetración depende del tipo de radiación, de su energía y del material que debe atravesar, el depósito de energía se hace en forma de "eventos" discretos, absorbiéndose entre 50 eV promedio por evento, en el tejido humano [4], en tanto que para el aire se requiere 35 eV promedio. De donde se puede decir que si la radiación deposita su energía en una trayectoria muy corta casi no penetra, por el contrario, si el depósito de energía es en una trayectoria larga entonces la penetración es considerable.

Es importante señalar que estos efectos de la radiación son de tipo aleatorio. Dado que el principio de incertidumbre prohibe conocer, a nivel cuántico, la posición y velocidad de una partícula simultáneamente, o sea, determinar la velocidad y el átomo sobre el que va a incidir la radiación simultáneamente. Es por esto que la teoría de la probabilidad es primordial para los estudios de causa-efecto de la radiación ionizante.

Respecto a los efectos biológicos inducidos por la radiación ionizante se sabe que se deben al depósito de energía en el material biológico expuesto. Este depósito de energía se realiza ionizando o excitando los átomos o moléculas del material irradiado. Además, durante este proceso, hay un calentamiento del material irradiado, como consecuencia inherente al proceso de cesión de energía por la radiación, misma que se transforma, principalmente, en energía cinética de las moléculas o átomos del material.

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casaabetadteq


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3. I.1. I Efectos Estocásticos y No Estocásticos (Determinísticos)

Los efectos biológicos de las radiaciones ionizantes se clasifican en dos categorías:

a) Efectos Estocásticos. Obedecen a una relación dosis-efecto de naturaleza probabilística. Cuando una población grande se expone a las radiaciones, estos efectos aparecen en algunos individuos, y ello aparentemente al azar. De ahí su nombre de "estocásticos". Entre estos efectos se encuentran principalmente, la aparición de enfermedades degenerativas y los efectos hereditarios. Los estudios estadísticos muestran que la frecuencia natural de dichas enfermedades varía, a veces considerablemente, con el medio ambiente, los caracteres ligados a la herencia y otros factores. La magnitud de la dosis recibida no influye en la gravedad del efecto estocástico. Además, no es posible distinguir, para un efecto de este tipo, en el estado actual de los conocimientos, entre un caso debido a las radiaciones y en un caso espontáneo. Estos efectos son siempre diferidos, o sea pueden transcumr varios años o varias decenas de años entre la exposición y la aparición de la lesión.

b) Efectos No Estocásticos (Determinísticos). Se caracterizan por la existencia de un umbral, por arriba del cual la gravedad del efecto es función de la dosis, en tanto que es improbable que aparezcan por debajo de esos valores. El umbral varía, para un efecto dado, según los individuos y las condiciones de exposición. En general, estos efectos se manifiestan en poco tiempo. La respuesta a la radiación ionizante varía de acuerdo al tejido[ó] . Entre los tejidos más radiosensibles estás los ovarios y testículos, médula Ósea y cristalino del ojo.

3.14.2 Efectos Somáticos y Geneticos a Cuerpo Entero

La exposición a una dosis de radiación aguda a cuerpo entero, afecta todos los órganos y sistemas del organismo. Sin embargo, la sensibilidad de los tejidos varía y el patrón de respuesta o síndrome de enfermedad, en un individuo sobreexpuesto, depende de la magnitud de la dosis, también el efecto de la dosis de radiación varía grandemente, de acuerdo con el tiempo durante el cual se haya recibido. Si el tiempo es de unas pocas horas y la exposición se recibe a cuerpo entero, el efecto sena como se muestra en la tabla 3.8.

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m

Equivalente de dosis (Sv) 0.25

O. 50-0.75 0.75-1.25


Efecto Mínima dosis detectable por análisis de cromosomas, pero no por biometría hemática. Mínima dosis aguda detectable. Vómito en 10% de los casos.

Casaabatadternpo


1 SO-2.00

3.00 Ó más


Claros cambios hematológicos y malestar transitorio. Dosis letal media.


Tabla 3.8 Valores Típicos de Dosis a Cuerpo Entero

Los efectos biológicos de las radiaciones ionizantes se han clasificado de acuerdo al tipo de células afectadas. Cuando estos efectos se manifiestan en el individuo expuesto a la radiación ionizante, se ha referido como efecto somático. Si dichos efectos se observan poco tiempo después de la irradiación, entonces se dice efectos precoces a corto plazo; si se presentan después de algunos meses o de varios años se llaman efectos tardíos o a largo plazo. Los efectos somáticos pueden ser estocásticos como la inducción del cáncer, o no estocásticos, como por ejemplo, las cataratas. Así mismo, los efectos pueden manifestarse en los descendientes de la persona irradiada, por lo que se les llama efectos genéticos o hereditarios. Las alteraciones pueden ir desde un cambio de color de ojos hasta un síndrome de Down o la muerte del organismo en alguna etapa temprana.

3.14.3 Síndromes Letales

Para dosis de radiación aguda a cuerpo entero (dosis letal media a 30 días).

a) Síndrome insuficiencia hematológica, Aparece a dosis de radiación gamma superiores a 2 Gy. Se caracteriza por la depresión y ablación de la médula ósea que produce insuficiencia hematológica.

b) Síndrome gastrointestinal. Aparece a dosis de radiación gamma superior a 10 Gy. Se caracteriza por fuerte daño a las células del epitelio intestinal. La muerte ocurre de 3 a 5 días después de la exposición.

c) Síndrome del sistema nervioso central. Aparece a altas dosis de radiación gamma. Esta enfermedad afecta al sistema nervioso así como a otros sistemas orgánicos del cuerpo. La muerte ocurre en un lapso de horas a varios días.

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' 29

~ ~ ~ _ _ _


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3. I 4 4 Secuencia del Efecto Biológico

Todas las células están constituidas por un nucleo y una membrana. Dentro del núcleo se encuentran los cromosomas, que se caracterizan por tener una forma elongada y estar constituidos por un gran número de segmentos, conocidos como genes, donde se encuentra la información genética de la célula. Desde el punto de vista químico el cromosoma es una soia molécula compuesta por 1010 átomos, o sea que es un elemento con una gran densidad electrónica.

Dentro del individuo se distinguen dos clases de células: las somáticas, que no viven mas que el periodo de vida del individuo; y las germinales, cuya función consiste en transmitir información genética a nuevos individuos. La secuencia partiendo de la interacción de la radiación hasta llegar a un efecto final observable, sobre un organismo vivo, es compleja. Un modelo, en cuatro etapas, propuesto es el siguiente:

a) Absorción de la radiación ionizante. El cual tiene una duración de denomina efecto primario y el cual tiene lugar la ionización total.

s. Se le

b) Reaccionesflsico-químicas. Con duración entre 1 O-9 y 10-6 s, esta fase se caracteriza por la existencia de radicales libres con alta reactividad.

c) Reacciones químicas en cadena. La que tiene una duración variable, comprendida entre fracciones de segundo hasta varias semanas. Usualmente en esta fase donde se desarrollan las reacciones en cadena necesarias para recobrar el equilibrio químico del organismo.

4 Lesiones observables. Denominadas fase histopatológica o de aparición de lesiones a nivel perceptible. Las lesiones pueden ser reversibles o irreversibles, y pueden afectar a las células somáticas o germinales. Usualmente denominadas mutaciones somáticas o germinales o bien se puede dar el caso del aniquilamiento de estas células.

Es importante señalar que las mutaciones celulares espontáneas se pueden presentar por diversos agentes, como: químicos, calor, campos electromagnéticos, etc., además de las radiaciones ionizantes.

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Laboratorio de Física Nuclear AíA Versión: 1

Octubre 1995

Cmaabertadtenpo

UNIVERSIDAD AUTONOMA METROPOLITANA CONCEPTOS BÁSICOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

Desde el punto de vista de la radiobiología la mutación de las células afecta a la división de células somáticas en una gran diversidad de modos. Sin embargo, sólo dos de ellas de primordial interés: la célula deja de dividirse y acaba por morir, o confieren a dicha célula la capacidad de crecimiento ilimitado, característica del neoplasma maligno. Por esta razón estos efectos deben manifestarse durante la vida del organismo.

Respecto a las células germinales, la mutación también las afecta en diversas formas; las de mayor importancia son: el provocar su muerte y por ende la esterilidad del organismo o bien al alterar los cromosomas, ya sea a nivel de los genes, causando mutaciones, o provocando el rompimiento de los cromosomas, produciendo aberraciones cromosómicas. Los Últimos efectos se manifiestan en los descendientes del organismo, ya sea en la primera generación o en otra posterior.

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Casaabertadteipo Versión: 1 UNIVERSIDAD AUTONOMA METROPOLITANA Octubre 1995


REFERENCIAS BIBLIOGÁFICAS

1. Reglamento General de Seguridad Radiológica, Diario Oficial, martes 22 de noviembre de 1988.

2. "Recommendations of the International Commission on Radiological Protection", ICRP Publication No. 60, Press, 1990.

3 . Cember H. Introduction to Health Physics, Second Edition Enlarged and Revised, Pergamon Press, Third Printing 1987.

4. Norma Oficial Mexicana, NOM Z 1, 198 1 , p. 15.

5 . Azonn N. J. "El sistema Internacional de Unidades y las Ciencias Nucleares", Cuadernos del I", Serie Divulgación Técnico-Científica, Máxico, 1988.

6. NCRP 45 "Natural Background Radiation in the United States", 1975.

7. Organismo Internacional de Energía Atómica, Normas Básicas de Seguridad en Materia de Protección Radiológica, Edición 1982, Viena 1983.

8. "Recommendations of the International Commission on Radiological Protection", ICRP Publication No. 26, Press, 1977.

LITERATURA CONSULTADA

1. Reglamento General de Seguridad e Higiene en el Trabajo, Secretería del Trabajo y Previsión Social, Art. 213, 1983.

2. Knoll, G.F. Radiation Detection an Measurement, Wiley, Second Edition, New York, 1988.

3. Velasco, I. Física Nuclear, Notas, U M , 1979.

4. Velasco I. Protección radiológica, Notas (cuadernos 1-9), UAMI, 1992.

5. Azorin N., J. Protección Radiológica 11. Dosimetna, Cuadernos del I", Serie Divulgación Técnico-Científica, México, 1998.

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Laboratorio de Física Nuclear Hqia: 1 de 1

CffaabatadtenpD

UNIVERSIDAD AUTONOMA METROPOLITANA Versión: o

Octubre 1995

4 CONTENIDO GENERAL DEL MANUAL DE PROCEDIMIENTOS DE SEGURIDAD RADIOL~GICA.

4.1 PROCEDIMIENTOS DE OPERACI~N

Estos Procedimientos tienen por objeto que las actividades que se realicen con material radiactivo se lleven a cabo de una manera segura, para lo cual se indican de manera secuencial los pasos que deben seguirse. La nomenclatura para identificar estos procedimientos consiste en utilizar la primer letra mayúscula de la sección correspondiente, seguida de un guión y el número correspondiente, seguido del nombre completo de dicho procedimiento; así por ejemplo para el Procedimiento 1 será: PO- 1. "Recepción de Fuentes de Radiación", etc.

Los Procedimientos aplicables a las actividades a realizar en el Laboratorio de Física Nuclear de la UAMI son los siguientes:

PO-1. PO-2. PO-3. PO-4. PO-5. PO-6. PO-7. PO-8. PO-9.

"Recepción de las Fuentes de Radiación Ionizante". "Almacenamiento de las Fuentes de Radiación Ionizante".

"Dosimetría Personal Externa y/o Interna". "Calibración o Verificación de los Equipos Detectores de Radiación Ionizante". "Prueba de Fuga a las Fuentes Selladas (Toma de la Muestra). "Levantamiento de Niveles de Radiación. "Operación de las Fuentes Radiactivas".

Desechos Radiactivos Generados

"Uso del equipo medidor de Radiación Ionizante"

"Manejo, Tratamiento, Segregación o Destino de las Fuentes en Desuso o de los

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UNIVERSIDAD AUTONOMA METROPOLITANA Versión: i

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PO-1. "Recepción de las Fuentes de Radiación Ionizante".

1. OBJETIVO.

"Establecer los lineamientos a seguir para la recepción de fuentes selladas, que pueden ser nuevas o usadas".

2. REFERENCIAS.

COMISIÓN NACIONAL DE SEGURIDAD NUCLEAR Y SALVAGUARDIAS, "Reglamento General de Seguridad Radiológica". SEW-CNSNS, 1992.

0 Martín Alan y Harbison Samuel; An Introduction to Radiatión Protection, Chapman and Hail, london, New York, Second Edition, Reprinted 1982.

3. DEFINICIONES.

FUENTE SELLADA: Cualquier material radiactivo permanentemente incorporado a un material encerrado a una cápsula hermética con resistencia mecánica suficiente para impedir el escape del radioisótopo o la dispersión de la sustancia radiactiva en las condiciones previsibles de utilización y desgaste.

FUENTE SELLADA NUEVA: Material radiactivo encapsulado de nueva adquisición, directamente de un fabricante.

FUENE SEUADA USADA: Material radiactivo encapsulado que es propiedad de un usuario externo al Laboratorio de Física Nuclear,

PRUEBA DE FUGA: Proceso mediante el cual se verifica la integridad fisica del encapsulado de la fuente de radiación ionizante.

4. REQUISITOS PREVIOS.

a) Para hacer la recepción de fuentes selladas en el LFN, debe estar presente el Responsable de Seguridad Radiológica.

b) Deben seguirse las instrucciones de este procedimiento.

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Laboratorio de Física Nuclear Hoia: 2 de 4 a -

Versión: 1 CaSaabertadterpo


PO-1. "Recepción de las Fuentes de Radiación Ionizante".

5. MATERIAL Y EQUIPO

O

O

O Dosímetro personal TLD 0 Bata para laboratorio

Medidor RATOR, SERIE 773596, S.Nr. MI61 1-901/10 Lector marca EBERLINE RAD OWL, MODELO RO-1, SERIE 957

6. PRECAUCIONES.

O Deberá emplearse siempre equipo y ropa protectora. En todas las operaciones, será necesarias batas de laboratorio y guantes y por ninguna causa se manipularán las fuentes o recipientes que contengan material radiactivo sin usar la protección antes descrita.

O Para poder efectuar cualquier operación con material radiactivo, revisará que porte su dosímetro personal, verificará el estado de baterías y del monitor de radiación que usará, protegerá el monitor con una bolsa de plástico y se pondrá los guantes.

0 Cuando se utilicen las fuentes de Co-60 y Cs-137, se protegerá el usuario, evitando colocarse en la línea del haz de la fuente.

0 Se evitará el uso de recipientes con extremos puntiagudos, así como de herramientas punsocortantes.

7. INSTRUCCIONES.

A) Fuente Sellada Nueva.

Al recibir el material Radiactivo el Responsable de Seguridad Radiológica del LFN, deberá:

1) Verificar la documentación correspondiente a las fuentes radiactivas, respecto a su actividad.

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Laboratorio de Física Nuclear Hoia: 3 de 4

CaSaabatadtkYpJ

UNIVERSIDAD AUTONOMA METROPOLITANA I


PO-1. "Recepción de las Fuentes de Radiación ionizante".

2) Registrar 10s datos de la fuente radiactiva en el Formato No. 3 Ynventario y Control de Fuentes de Radiación Ionizante", en el que debe asentarse como mínimo: Radionúclido, actividad total, marca y número de serie, forma fisica y fecha de fabricación. Dicho formato se encuentra en la i i ~ ~ ~ ~ ~ ó ~ DE REGISTROS".

3) Colocar la caja en la mesa y posteriormente abrirla, lo mismo que ai contenedor

4) Realizar una lectura del nivel de exposición, acercando el monitor a la fuente (sin hacer contacto), y registrar el valor de los niveles de radiación en el Formato No. 6 "Lectura de Niveles de Radiación" que se localiza en la "SECCIÓN de REGISTROS".

5) Extraer la fuente radiactiva y tomar otra lectura.

6) Realizar la prueba de fuga conforme lo establece el Procedimiento Operativo No. 5.

7) Si el resultado de la prueba de fuga es negativo, se procederá a colocar la fuente dentro de un contenedor con la finalidad de aislarla, y posteriormente se almacenará en la caja blindada que se encuentra en el interior del LFN.

B) Fuente Sellada Usadas.

Al recibir el material Radiactivo el Responsable de Seguridad Radiológica del LFN, deberá:

1) Verificar que el blindaje en el que llega la (s) íkente (s) radiactiva (s) sea adecuado.

2) Realizar una lectura del nivel de exposición, acercando el monitor al contenedor (sin hacer contacto), y registrar el valor de los niveles de radiación en el formato No. 6 "Lectura de Niveles de Radiación" que se localiza en la "SECCIÓN de REGISTROS".

3) Extraer la fuente del contenedor y tomar otra lectura

4) Realizar la prueba de fuga conforme io establece el Procedimiento Operativo No. 5.

5) Si el resultado de la prueba de fuga es negativo, se procederá a colocar la fuente dentro de un contenedor con la finalidad de aislarla, y posteriormente se almacenará en la caja blindada que se encuentra en el interior del LFN.

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Versión: 1 Casaabatadtienpo


m PO-1. "Recepción de las Fuentes de Radiación Ionizante".

8. ANEXOS. No aplica.

Preparado por:

Roberto Amauri G

Octubre 30 de 1995

Revisado por:

Octubre 30 de 1995

Aprobado por:

Octubre 30 de 1995

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Laboratorio de Física Nuclear Hoia: 1 de 5 u

Versión: 1 caraabprtadtarpo


PO-2. "Almacenamiento de las Fuentes de Radiación Ionizante"

1. OBJETIVO.

"Establecer los lineamientos a seguir para realizar el almacenamiento de las fuentes de radiación ionizante".

2. REFERENCIAS.

e COMISIÓN NACIONAL DE SEGURIDAD NUCLEAR Y SALVAGUARDIAS, "Reglamento General de Seguridad Radiológica". SEMIP-CNSNS, 1992.

0 Martín Alan y Harbison Samuel; An Introduction to Radiatión Protection, Chapman and Hall, london, New York, Second Edition, Reprinted 1982.

0 MANIPULACIÓN SIN RIESGO DE LOS RADIONÚCLIDOS; OIEA, VENA (Edición de 1973).

3. DEFINICIONES.

ALUACÉN TEMPORAL DE UATERIAL RADIACZWO: Es la instalación radiactiva autorizada por el Organismo Reglamentador para almacenar fuentes de radiación ionizante por tiempo limitado y que será necesariamente determinada en la autorización correspondiente.

CAJA DE SEGURIDAD: Es una caja fberte contra incendio que se encuentra empotrada en una de las paredes del almacén de material radiactivo, en la cual se encierran las fuentes radiactivas cuando no se utilizan.

CERTIFICADO DE CALIBRACIÓN: Es el documento expedido por un laboratorio autorizado y bajo un procedimiento específico en donde se hace constar la correspondencia entre la magnitud de medir y la lectura del instrumento.

CONTENEDOR: E s un recipiente, usualmente, de plomo o cualquier material, con número atómico efectivo alto, que disminuye la rapidez de exposición al medio ambiente y por ende, baja la dosis absorbida cuando se maneje o se acerque a éste.

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Versión: 1 UNIVERSIDAD AUTONOMA METROPOLITANA Octubre 1995


DOSI'METRO: Instrumento para detectar o medir la exposición personal a la radiación en forma acumulada por un periodo de tiempo. Pueden ser de lectura directa, tipo pluma, o de lectura indirecta, tipo película o termoluminiscentes.

RESPONSABLE DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA: Persona calificada y autorizada por el Organismo Reglamentador asignada a una instalación nuclear o radiactiva, para vigilar e implantar el cumplimiento de las normas que en materia de Protección Radiológica se tengan.

FUENTE DE RADIACIÓN IONIZANTE: Cualquier dispositivo o material que emita radiación ionizante en forma cuantificable.

ZONA RESTHNGIDA: Son aquellas en las que bajo condiciones normales de trabajo, los niveles de radiación de fuentes externas y/o contaminación de aire o superficie son tales, que la dosis equivalente total acumulada en un año podría exceder 1.5 rem (3/10 de los límites).

En estas zonas se utilizará un señalamiento con el símbolo internacional de radiaciones en color naranja sobre fondo blanco agregando en la parte superior la leyenda "Zona Restringida", y en la inferior: "Acceso con Autorización". El límite de esta zona está indicado con fianjas color naranja.


a) Disponer de la llave de acceso al almacén que se encuentra dentro de los límites de la Zona Restringida, así como de la combinación de la caja de seguridad, debido a que siempre permanecerá cerrada.

b) El lugar de almacenamiento debe estar adecuadamente protegido con pantdas y debidamente indicado, y el personal asignado para almacenar las fuentes radiactivas es el Responsable de la Seguridad Radiológica.

c) Sólo el Responsable de Seguridad Radiológica debe introducir fuentes en el lugar de almacenamiento o retirarlas del mismo; dicho lugar debe estar protegido contra toda intrusión. d) El lugar de almacenamiento debe elegirse de modo que el riesgo de incendio o inundación sea mínimo.

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Am casaabertadtenpo



e) Los lugares de almacenamiento se deben inspeccionar a intervalos regulares (cada seis meses) para detectar su posible contaminacion.


0

0

0 Dosímetro personal TLD

Medidor RATOF, SERIE 773596, S.Nr. M1611-901/10 Lector marca EBERLINE RAD OWL, MODELO RO-1, SERIE 957

6. PRECAUCIONES.

0 El Responsable de Seguridad radiológica deberá portar dosímetro personal y bata de laboratorio

0 Ninguna fuente sellada proveniente del exterior del LFW será almacenada sin antes aplicar la prueba de fuga y obtener un resultado que cumpla los requisitos de hermeticidad.

0 Se deben marcar claramente todas las fuentes de radiación, indicándose su actividad y naturaleza. Toda fuente radiactiva debe contar con su certificado de calibración, y debe marcarse especialmente cualquier fuente que entrañe un peligro mayor que los indicados en la advertencia.

0 Las fuentes emisoras de rayos gamma deben almacenarse de forma que se limite la exposición a la radiación de las otras fiientes cuando se manipula una de ellas

Utilizar la caja de seguridad provisto de un cierre hermético con el que se obtenga una protección adecuada y que pueda ventilarse en caso de necesidad.

Deben llevarse registros de todas las fuentes radiactivas almacenadas. (formato No. 3 "Inventario y Control de Fuentes de Radiación Ionizante").

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Versión: 1 casaabertadtarpo


A A


7. INSTRUCCIONES.

A) Cuando las fuentes son nuevas o provienen del exterior ai LFN

1) Una vez que al Responsable de Seguridad Radiológica le sea entregado el material radiactivo, se debe monitorear inmediatamente la cantidad de radiación de la (s) fuente (s), por fuera, antes de tocarla o manejarla.

2) Posteriormente se sacará la fuente de sus contenedores, no sin antes monitorear los blindajes que contienen a dicha fuente, a un metro de distancia y a contacto, por lo que el monitor deberá protegerse con una bolsa de plástico. Los niveles de radiación deberán ser asentados en el formato No. 6 "Lectura de Niveles de Radiación" que se localiza en la "SECCIÓN de REGISTROS".

3) Se realizará la Prueba de Fuga como se describe en el Procedimiento Operativo No. 5.

4) Se procederá a analizar el fiotis en el sistema de medición con mono o multicanal para determinar si la fuente se encuentra en óptimas condiciones para ser almacenada.

5) Si la fuente radiactiva pasa la prueba de fuga, entonces puede ser almacenada en la caja de seguridad que se encuentra en el Laboratorio de Física Nuclear. Deberá llenarse el formato No. 3 "Inventario y Control de Fuentes de Radiación Ionizante".

B) Cuando las fuentes pertenecen al LFN y están inventariadas.

1) Solicitar verbalmente al Responsable de Seguridad Radiológica las fuentes radiactivas que se utilizarán durante una práctica de laboratorio, ya sea por parte de los estudiantes o de algún POE, informando el Procedimiento que se va a realizar.

2) El RSR entra al almacén, abre la caja de seguridad y extrae la &ente (s) solicitada (s).

3) Coloca la fuente en el lugar que indique el Procedimiento que se va a realizar

4) Se ejecuta el Procedimiento y se notifica ai RSR la terminación del mismo. 5) El RSR recoge la (s) fuente (s) y las transporta al almacén, donde debe guardarlas,

verificando que la caja de seguridad ha quedado bien cerrada.

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Laboratorio de Física Nuclear Ho-ia: 5 de 5

Cnaabertadtsrpo

UNIVERSIDAD AUTONOMA METROPOLITANA 1



6) Cuando se requiera trabajar con las fuentes radiactivas fuera del horario de laboratorio, deberá avisarse al RSR con anticipación.


Preparado por:

Roberto Amauri G

Revisado por: Aprobado por:

Octubre 30 de 1995 Octubre 30 de 1995 Octubre 30 de 1995

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casaabertadtanpo

UNIVERSIDAD AUTONOMA METROPOLITANA ..


PO-3. "Uso del Equipo Medidor de Radiación Ionizante

1. OBJETIVO.

"Establecer los pasos a seguir para la utilización adecuada de los monitores cuando se requiera medir un campo de radiación".

2. REFERENCIAS.

COMISIÓN NACIONAL DE SEGURIDAD NUCLEAR Y SALVAGUARDIAS, "Reglamento General de Seguridad Radiológica". SEMIP-CNSNS, 1992.

0 Technical Manual, Portable Ion Chamber Model RO- 1 Eberline Instrument Corporation. Santa Fe New México.

0 Technical Manual, Portable Radiation Measuring Instruments LB 1200 RATOF. E G & G Berthold Nuclear Products Group 1 O0 Midland Road, Oak Ridge, Tennessee.

3. DEFINICIONES.

CÁUARA DE IONIUCION PORTÁTIL (ver anexo): Instrumento que sirve para medir radiación alfa, beta, gamma y rayos X, ya que contiene aire a presión atmosférica. Su calibración se realiza con fuentes de radiación gamma. Tiene nueve intervalos de operación, seis para medir razón de dosis y tres intervalos integrados para medir dosis total recibida. Las mediciones que proporciona este equipo están expresadas en Roentgen (r) por unidad de tiempo (h). Tiene carátula analógica.

DOSÍ'EZXO: Instrumento para detectar o medir la exposición personal a la radiación en forma acumulada por un periodo de tiempo. Pueden ser de lectura directa, tipo pluma, o de lectura indirecta, tipo película o termoluminiscentes.

FUENTE DE RADIACIÓN GAMUA: Dispositivo o material radiactivo que debido a las propiedades de su decaimiento sólo emite radiación gamma.

ROENTGEN (r): Cantidad de exposición a la radiación X o gamma, necesaria para que la emisión corpuscular asociada pueda producir una carga de una unidad electrostática, en iones de uno y otro signo por 0.001293 g de aire (2.58 X lo4 Ckg.) fue la unidad previa al SI para medir la dosis de exposición de los rayos X o gamma.

UWlOAü UTAPAUPA Av. Michoacán y La Purísima, Col. Mcentina, 09340 México, D.F. Tel.: 724-4600 TELEFM (5) 612 0885 42


Casaabaradtenpo


Hoja: 2 de 5 Version: 1

Octubre 1995 ~


1 r = 2.58 X lo-' CKg. = 1 esdcm3 de aire a condiciones estándar

1 CKg. = 3876 r

MONITOR DE RADIACIÓN: Equipo o instrumento que es utilizado para medir el nivel de exposición dentro de un campo de radiación ionizante.

MONITOR GEIGER: Es un instrumento para detectar y medir la radiación de partículas cargadas y radiación electromagnética, a través de un detector geiger. Cuenta con cinco intervalos de operación por década, desde I mr/h hasta 10 r h . Tiene carátula analógica y las mediciones que proporciona este equipo están dadas en Roentgen (r) por unidad de tiempo (h).


a) Disponer de baterías de repuesto para cada uno de los monitores y si el monitor presenta "batería con baja carga", sustituirla con una nueva.

b) Verificar que la calibración de los monitores esté vigente.


O

o


Medidor RATO/F, SEFUE 773596, S.Nr. M1611-901/10 Lector marca EBERLINE RAD OWL, MODELO RO-1, SERIE 957

6. PRECAUCIONES.

0 Deberá emplearse siempre equipo y ropa protectora cuando se "monitoreé" cualquier zona de la instalación radiactiva.

O No golpear el equipo.

O No mojar el monitor.

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Laboratorio de Física Nuclear Hoia: 3 de 5 "

Versión: 1 Cmadstadterpo



0 En caso de lluvia o zona con agua, colocar el monitor dentro de una bolsa de plástico transparente.

0 Tener siempre pilas de repuesto.

0 No tocar las superficies de las fuentes radiactivas con el monitor.

0 No poner el monitor sobre superficies contaminadas o sospechosas de contaminación

7. INSTRUCCIONES.

Las instrucciones se presentan en dos partes A y B para distinguir el Procedimiento a seguir para cada uno de los monitores.

A) Cámara de Ionización Portátil.

1) Seleccionar la posición "Batt" utilizando el selector de la derecha.

2) Verificar la disponibilidad de la batería, observando en la carátula que el indicador se posiciona dentro de la línea "Batt Ok".

3 Dirigir el monitor al área que se desea medir.

4. Seleccionar la escala de 500 R/h y verificar que el indicador marque "O" en la escala de la carátula, si no es así ajuste el cero con el selector de la izquierda (se asume la ausencia de un alto campo de radiación).

5 Seleccionar la escala inferior siguiente y observar si hay indicación, de no ser así, prosiga bajando la escaia hasta obtener una señal de indicación.

6) Leer la rapidez de dosis y registrarla sin olvidar la indicación del selector de escala que se encuentra a la derecha.

7) Si se utiliza uno de los intervalos integrados (mR-INT), presione momentáneamente el botón de la parte superior izquierda "zero" para iniciar el periodo de integración.

8) Leer y registrar la dosis total recibida, sin olvidar la indicación del selector de escala.

UNIDA0 UTAPAUPA Av. Michoadn y La Purísima, Col. Vicentina, 09340 Méxim. O.F. Tel.: 724-4600 TEEFAX: (5) 612 0885 44


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9) Terminada las lecturas, seleccionar con el interruptor de la derecha la posición "OFF"

10) Retirar el monitor y colocarlo en el lugar que tiene asignado.

B) Monitor Geiger

1 ) Con el selector de la izquierda posesionar en "K".

2) Verificar la disponibilidad de la batería, observando en la carátula que el indicador se posicione en la línea roja señalada con "E".

3) Dirigir el monitor en el área que se desea medir.

4) Seleccionar la posición "ON" con el botón izquierdo

5) Seleccionar la máxima escala con el botón derecho.

6 ) Reducir la escala una por una y observar cuando haya indicación en la carátula.

7) Leer y registrar la rapidez de exposición, sin olvidar la indicación del selector de escala.

8) La escala en color rojo indica el número de pulsos por minuto.

9) Terminadas las lecturas, seleccionar con el interruptor de la derecha la posición "OFF"

10) Retirar el monitor y colocarlo en el lugar que tiene asignado.

UNIDAD IZTAPAIAPA Av. Michoacán y La Purísima, Col. Vicentina, 09340 México. D.F. lei.: 724-4600 TELEFM (5) 61 2 0885 45


casaabertadtenpo

UNIVERSIDAD AUTONOMA METROPOLITANA d



8. ANEXOS.

Especificaciones de:

O

O

Portable Ion Chamber (RO-3C and RO-3D) Portable Radiation Measuring Instruments (LB 1200 RATOF)

Preparado por:

Roberto Amauri G

Octubre 30 de 1995


Octubre 30 de 1995 Octubre 30 de 1995

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Casaabertadlerpo



Octubre 1995

PO-4 "Dosimetría Personal Externa y/o Interna"

1. OBJETIVO.

"Establecer los lineamientos para el uso adecuado de los dosímetros personales y los monitores portátiles que se usan en el LEN, con la finalidad de conocer la dosis absorbida y tomar las medidas adecuadas para satisfacer la limitación de dosis y mantener un control de la misma".

2. REFERENCIAS.


0 Alfonso Alvarez Miranda, La Energía Nuclear en España "Respuestas a unas Preguntas", (FORUM ATÓMICO ESPAÑOL, 1980).

0 Azorín J. (1990) Luminescence Dosimetry. Theory and Application (Ed. Técnico- Científicas, México, D.F.)

3. DEFINICIONES.

DOSIMETI&: Disciplina técnica que tiene por objeto la medición de la dosis de radiación absorbida en cualquier material. Para la dosimetría personal, se tiene en cuenta el equivalente de dosis.

DOSIMETRO TERMOL W I N I S C E N E : Dispositivo que almacena la energía de radiación incidente, la cual puede ser "released" por calor. La salida de la luz se mide usando un tubo fotomultiplicador, la lectura eléctrica proporciona información de la medida de la dosis de radiación.

DOSIS: Es una forma general para denotar la cantidad absorbida de radiación o energía. Para propósitos especiales debe ser calificada adecuadamente (dosis absorbida, dosis acumulativa, etc.). Si no está calificada generalmente se refiere a la dosis absorbida.

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babatadterpo


I

Version: 1 Octubre 1995


EQUIVALENTE DE DOSIS: Con fines de protección radiológica se ha encontrado conveniente introducir una magnitud fisica que correlaciona la dosis absorbida con los efectos con los efectos deletéreos más importantes de la exposición a la radiación, en particular en efectos estocásticos tardíos. El equivalente de dosis es la cantidad que resulta de la ecuación:

H = D Q N

donde D es la dosis absorbida en Gy, Q es el factor de calidad y N es el producto de otros factores modificantes, que por ahora se considera igual a la unidad. El nombre especial en SI para la unidad de equivalente de dosis es el Sievert (Sv) (cuando la dosis se da en rad el equivalente de dosis queda en rem).

LIMITE ANUAL DE iNCORPORACIÓN: Es el límite secundario para la irradiación ocupacional interna y es el valor menor de la incorporación de un radionúclido determinado en un año por el Hombre de Referencia, que se traduciria bien en un equivalente de dosis efectivo comprometido de 50 mSv ( 5 rem) o bien, en un equivalente de dosis comprometido en cualquier otro órgano o tejido de 500 mSv (50 rem).

LI'MITES PARA PERSONAL OCUPACIONALMENTE EXPUESTO: ~í límite equivalente de dosis efectivo anual para el Personal Ocupacionalmente Expuesto es de 50 mSv (5 rem), para los efectos estocásticos. Para los efectos no estocásticos, el límite anual equivalente de dosis es de 500 mSv (50 rem), para los distinto Órganos y tejidos, excepto para el cristalino, para el cual es de 150 mSv ( 1 5 rem).

LI'MITES PARA PÚBLICO: El Límite Equivalente de Dosis Efectivo Anual para individuos del público es de 5 mSv (0.5 rem), para los efectos estocásticos. Para los efectos no estocásticos el Límite de Equivalente de Dosis Anual es de 50 mSv (5 rem). Cuando los individuos del público pueden estar expuestos por periodos prolongados (muchos años) el valor medio anual de Dosis Efectivo se procurará que sea de 1 mSv (O. 1 rem).


a) Asignar y registrar los dosímetros al RSR, así como a cinco estudiantes por cada trimestre. Cabe mencionar que la asignación de dichos dosímetros es deber del Responsable de Seguridad Radiológica.

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Laboratorio de Física Nuclear Hoia: 3 de 4 "

Version: 1 Octubre 1995

Casaabertadtenpo


PO-4 "Dosimetría Personal Externa ylo Interna"

b) Disponer del servicio de lectura y calibración, así como de expedición de los certificados correspondientes de los dosímetros.

c) Disponer de un tablero donde se colgarán y ubicarán a los dosímetros termoluminiscentes. Este tablero debe contar con letreros que especifiquen la posición de cada uno de los seis dosímetros personales.

d) Tomar en cuenta que la protección radiológica debe ser primordialmente preventiva para evitar cualquier exposición innecesaria y cumplir con el principio "ALARA". Es por esto que el estudio de los equipos e instrumentos que permitan valorar las dosis, son hndamentales.

e) Para el caso del Laboratorio de Física Nuclear de la UAMI, el control de las dosis del POE se realizará mediante dosímetros termoluminiscentes. De ahí la obligación que tiene de portar su dosímetro. Se hace notar que el individuo lo debe portar en zona pectoral, aunque en ciertos casos puede emplear dosímetros adicionales en zonas expuestas, si io requiere.

f) La medición de la dosis superficial, debe ser independiente de la energía de radiación. Se mide el equivalente de dosis, dosis absorbida o exposición en un lugar representativo de la superficie del cuerpo sin tomar en cuenta la distribución de la energía de la radiación. Esta medición es suficiente para cumplir con los requisitos de la legislación de la mayoría de los países.


Dosímetros personales TLD

6. PRECAUCIONES.

El Responsable de Seguridad Radiológica debe verificar que los dosímetros estén vigentes.

No debe golpearse el dosímetro

O No debe mojarse

O Portar siempre el dosímetro en el laboratorio

UNIDAD InAPAiAPA Av. Michoacán y La Purísima, Col. Vicantina. 09340 México. D.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 612 0885 49


CasaabenadtkYWO


I



0 No exponer el dosímetro a la luz del sol

0 No exponer el dosímetro a temperaturas superiores a la ambiente (25°C)

0 La zona donde se guarden los dosímetros debe estar apartada del almacén de las &entes de radiación ionizante

0 Verificar que su dosímetro cuente con número de serie y las iniciales respectivas

7. INSTRUCCIONES.

1 . Al entrar al laboratorio el POE debe tomar su dosímetro y portarlo en su zona pectoral antes de iniciar operaciones con las fuentes radiactivas.

2. Una vez terminadas las labores en el laboratorio debe guardar su dosímetro en el tablero y lugar correspondiente.

3) La periodicidad de medición de lectura para fines de registro y estadística se hará cada mes para el caso del RSR y cada trimestre para los estudiantes.

4) El Responsable de la Seguridad Radiológica deberá mantener un registro de las dosis del POE. El formato 1 ("Dosimetría Personal") se encuentra en la sección de Registros.


Preparado por:

Roberto Amauri G


Octubre 30 de 1995 Octubre 30 de 1995 Octubre 3 O de 1995

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Versión: 1 casaabatadtiaipo


E!A

PO-5. "Calibración o Verificación de los Equipos Detectores de Radiación Ionkante

1. OBJETIVO.

radiación ionizante". "Mantener vigente tanto la funcionalidad como la calibración del equipo detector de

2. REFERENCIAS.

0 COMISIÓN NACIONAL DE SEGURIDAD NUCLEAR Y SALVAGUARDIAS, "Reglamento General de Seguridad Radiológica". SEMIP-CNSNS, 1992.

0 Póliza de Servicio No.P950606

0 Referencias ASME 180-90 Standar Practice for Determining the precision of ASTM. "Methods for Analysis and Testing of Industrial Chemicals", Annual Book of ASTM Standards Vol. 15.05, 1990.

3. DEFINICIONES.

CAMARA DE IONIZACIÓN PORTATIL: Instrumento que sirve para medir radiación alfa, beta, gamma y rayos X, ya que contiene aire a presión atmosférica. Su calibración se realiza con fuentes de radiación gamma. Tiene nueve intervalos de operación; seis para medir razón de dosis y tres intervalos integrados para medir dosis total recibida. Las mediciones que proporciona este equipo están expresadas en Roentgen (r) por unidad de tiempo (h). Tiene carátula analógka.

DOSÍMETRO: Instrumento para detectar o medir la exposición personal a la radiación en forma acumulada por un periodo de tiempo. heden ser de lectura directa, tipo pluma, o de lectura indirecta, tipo película o termoluminiscentes.

FUENTE DE RADIACIÓN GAMUA: Dispositivo o material radiactivo que debido a las propiedades de su decaimiento sólo emite radiación gamma.

ROENTGEN (r): Cantidad de exposición a la radiación X o gamma, necesaria para que la emisión corpuscular asociada pueda producir una carga de una unidad electrostática, en iones de uno y otro signo por 0.001293 g de aire (2.58 X lo4 Ckg.) fue la unidad previa al SI para medir la dosis de exposición de los rayos X o gamma.

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casaabatadtempo Versión: 1 UNIVERSIDAD AUTONOMA METROPOLITANA Octubre 1995

PO-5. "Calibración o Verificación de los Equipos Detectores de Radiación Ionizante

1 r = 2.58 X 10'' CKg. = 1 esu/cm3 de aire a condiciones estándar

1 CKg. = 3876 r

MONITOR GEIGER: Es un instrumento para detectar y medir la radiación de partículas cargadas y radiación electromagnética, a travez de un detector geiger. Cuenta con cinco intervalos de operación por década, desde imrih hasta 10 rih. Tiene carátula analógica y las mediciones que proporciona este equipo están dadas en Roentgen (r) por unidad de tiempo (h).


a) Verificar la vigencia de la Póliza de Servicio. b) Deberá tomarse en cuenta los siguientes puntos:

0 Es fundamental la calibración de los equipos e instrumentos que permitan valorar las dosis para evitar cualquier exposición innecesaria y cumplir con el principio ALARA.

0 Para llevar a cabo la dosimetría de área se requiere de instrumentos portátiles (monitores), los cuales deberán contar con alta sensibilidad, amplio intervalo de medición, suficiente exáctitud, estabilidad a las condiciones climáticas, facilidad de manejo, resistencia al uso diario, durabilidad, peso y tamaño pequeños y sobre todo facilidad de interpretación de lecturas. Es dificil que un sólo instrumento pueda satisfacer todas estas características, por lo que deberá seleccionarse el más adecuado para cada uso particular, en ocasiones se requiere emplear varios monitores, de tal forma que se complementen. Por ejemplo, para detectar la presencia de rayos gamma se pueden emplear cámaras de ionización, contadores proporcionales, contadores Geiger-Müller o detectores de centelleo.

Se deberá conocer un programa para el mantenimiento preventivo y la calibración radiológica de los diversos equipos e instrumentos medidores de la radiación ionizante, existentes en el laboratorio.

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5 2


casaabertadtpnpo

UNIVERSIDAD AUTONOMA METROPOLITANA I



0 Deberá contarse con el formato No.2 "Calibración y Verificación del Equipo Detector de Radiación Ionizante", en el que debe asentarse como mínimo: Tipo, Marca, Modelo, No. de sene, Calibración y fecha de calibración, Nombre de la empresa que realiza la calibración, Lectura inicial del equipo a calibrar, lectura del patrón de calibración, diferencia anterior a la calibración, tolerancia, lectura final del equipo calibrado, diferencia posterior a la calibración, se acepta o se rechaza la calibración. Este Formato se encuentra en la "SECCIÓN DE REGISTROS".

c) La lectura de los dosímetros se efectuará cada mes con la finalidad de llevar un registro de dosimetría personal, el cual debe archivarse por 30 años. El formato 1 que se encuentra en la sección de "REGISTROS" se utilizará para llevar un control de la dosimetría personal.

d) Los equipos se deben enviar a calibrar una vez al año, para conocer si están operando adecuadamente, como se indica en su certificado de calibración.


Medidor RATOF, SERIE 773596, S.Nr. M1611-901/10 Lector marca EBERLINE RAD OWL, MODELO RO-1, SERIE 957. Dosímetros personales TLD.

6. PRECAUCIONES.

0 No golpear el equipo.

0 No mojar el detector.

En caso de lluvia o zona con agua, colocar el detector dentro de una bolsa de plástico transparente.

0 Tener siempre pilas de repuesto.

0 No tocar las superficies de las fuentes radiactivas con la punta del detector

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CaEaabatadterrpO

UNIVERSIDAD AUTONOMA METROPOLITANA "



7. INSTRUCCIONES.

1 . última calibración de no ser así deberá enviarse a calibrar inmediatamente.

Verificar la fecha de calibración del equipo. Que no haya transcurrido más de un año de su

2. la batería está baja; revisar al menos una vez por mes.

Verificar que las baterías tengan carga. El equipo al encender automáticamente reporta si

3. Verificar el funcionamiento de los monitores usando una fuente de Cs- 137

4. notificar al RSR.

En caso de observar una falla durante la operación o verificación de los monitores,

5. uso de la Póliza de Servicio.

El Responsable de Seguridad Radiológica enviará el monitor con falla a revisión haciendo

6. enviará a calibrar los monitores haciendo uso de la Póliza de Servicio.

Vigilar que la fecha de calibración de los monitores esté vigente, si no es así, el RSR

7. falla.

La calibración se realizará al menos una vez al año o cuando el monitor presente alguna

8. Mantener la Póliza de Servicio, realizando los pagos correspondientes.


Preparado por:

Roberto Amauri G


Octubre 3 0 de 1995 Octubre 30 de 1995 Octubre 30 de 1995

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PO-6. "Prueba de Fuga de las Fuentes Selladas" (Toma de la Muestra)

1. OBJETIVO.

"Verificar mediante la Prueba de Fuga a las tuentes de radiación ionizante, con la finalidad de determinar su integridad fisica".

2. REFERENCIAS.

C O M I S I ~ N NACIONAL DE SEGURIDAD NUCLEAR Y SALVAGUARDIAS, "Reglamento General de Seguridad Radiológica". SEMIP-CNSNS, 1992.

0 "Recommendations of the International Commisión on Radiological Protection", ICRP Publication No. 26, Pergamon Press, 1977.

3. DEFINICIONES.

ACCIDENTE: Cualquier evento anormal que involucre a fuentes de radiación ionizante.

ACTIVIDAD: La actividad A, de una determinada cantidad de un radionúclido es el cociente resultante de dividir dN en dt, siendo dN el número de transiciones espontáneas que se producen en esa cantidad en el intervalo de tiempo dt. La unidad en el Sistema Internacional es el Becquerel, 1Bq = 1 desintegración por segundo. El Curie es una unidad especial de actividad no perteneciente al Sistema internacional 1 Ci = 3.7 X 10" Becquerel.

CERTIFICADO DE CALIBRACIÓN: Es el documento expedido por un laboratorio autorizado y bajo un procedimiento específico en donde se hace constar la correspondencia entre la magnitud de medir y la lectura del instrumento.

MONITOR GEIGER: Es un instrumento para detectar y medir la radiación de partículas cargadas y radiación electromagnética, a travez de un detector geiger. Cuenta con cinco intervalos de operación por década, desde Imrh hasta 10 níi. Tiene carátuia analógica y las mediciones que proporciona este equipo están dadas en Roentgen (r) por unidad de tiempo (h).

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Octubre 1995


CAMARA DE IONIZACIÓN PORTATIL: Instrumento que sirve para medir radiación alfa, beta, gamma y rayos X. ya que contiene aire a presión atmosférica. Su calibración se realiza con fuentes de radiación gamma. Tiene nueve intervalos de operación, seis para medir razón de dosis y tres intervalos integrados para medir dosis total recibida. Las mediciones que proporciona este equipo están expresadas en Roentgen (r) por unidad de tiempo (h). Tiene carátula analógica.

CONTAMINACIÓN RADIACTIVA: Es el depósito de material radiactivo en cualquier lugar que pueda dañar personas, o hacer inadecuados o inseguros para algún propósito productos o equipos. Es la presencia no requerida de material radiactivo Muchas veces referido como contaminación.

CONTENEDOR: Es un recipiente, usualmente, de plomo o cualquier material, con número atómico efectivo alto, que disminuye la rapidez de exposición al medio ambiente y por ende, baja la dosis absorbida cuando se maneje o se acerque a éste.

DOShfETRO: Instrumento para detectar o medir la exposición personal a la radiación en forma acumulada por un periodo de tiempo. Pueden ser de lectura directa, tipo pluma, o de lectura indirecta, tipo película o termoluminiscentes.

EWOSICIÓN: Es el cociente de dQ entre dm; donde dQ es el valor absoluto de la carga total de los iones de un signo producidos en aire cuando todos los electrones, positivos y negativos, liberados por fotones en una masa de aire dm son frenados completamente.

FUENTE SELLADA .- Todo material radiactivo permanentemente incorporado a un material encerrado en una cápsula hermética con resistencia mecánica suficiente para impedir el escape del radioisótopo o la dispersión de la sustancia radiactiva en las condiciones previsibles de utilización y desgaste.

MONITOR GEIGER: Es un instrumento para detectar y'medir la radiación de partículas cargadas y radiación electromagnética, a travez de un detector geiger. Cuenta con cinco intervalos de operación por década, desde i m r h hasta 10 r h . Tiene carátula analógica y las mediciones que proporciona este equipo están dadas en Roentgen (r) por unidad de tiempo (h).

PERSONAL OCUPACIONALMENTE EXPUESTO (POE): Aquel que en ejercicio y con motivo de su ocupación está expuesto a radiaciones ionizantes o a la incorporación de material radiactivo. Quedan excluidos los trabajadores que ocasionalmente en el curso de su trabajo puedan estar expuestos a este tipo de radiación, siempre que el equivalente de dosis efectivo anual que reciban no exceda el límite establecido para el público.

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Octubre 1995



a) Todas las fuentes selladas de materiales radiactivos deberán poseer un certificado expedido por el fabricante que indique la actividad de las mismas y las pruebas de fuga correspondiente.

b) Los certificados a que se refiere el punto anterior, deberán incruir por lo menos, la información relativa a: radioisótopo, actividad y fecha en que es válida, forma fisica y química, material y tipo de encapsulado, marca, modelo y número de serie de la fuente, y en su caso, el procedimiento y resultado de la prueba de fuga.

c) En todo contenedor de una fuente sellada deberá indicarse claramente el radioisótopo, la actividad con fecha y la rapidez de exposición con fecha.

d) A las fuentes selladas se les practicarán pruebas de fuga periódicamente (cada seis meses), al momento de su recepción o cuando se sospeche pérdida de su integridad fisica. 0

e) El Responsable de la Seguridad Radiológica llevará un registro de las pruebas de fuga efectuadas a cada una de las fuentes radiactivas, teniendo como mínimo la siguiente información: número de serie de la fuente, marca, radioisótopo, actividad inicial y fecha, método empleado, equipo usado, resultado de la prueba y fecha en que se efectuó, así como el nombre y la firma de la persona que la realizó

f) El resultado de la prueba de fuga se enviará a la CNSNS dentro de los 5 días habiles siguientes a la fecha en la que se cuente con los resultados. En caso de que se detecte fuga, se deberá notificar inmediatamente a la CNSNS.


0

0

0 Dosímetros personales TLD. 0 Fuentes de radiación ionizante 0 Guantes y bata de laboratorio

Pinzas para manipular las fuentes 0 Sistema de detección con mono o multicanal

Medidor RATOLF, SERIE 773596, S.Nr. M1611-901/10 Lector marca EBERLINE RAD OWL, MODELO RO-1, SERIE 957.

UNIDAD UTAPAUPA Av. Michoacán y La Pwisima, Col. Vicentina. 09340 México, O.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 61 2 0885 57

Laboratorio de Física Nuclear Ho.ia: 4 de 5

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- Versión: 1

Octubre 1995

5.1

o

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o

o

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Material para Prueba de Fuga (frotis)

Alcohol isopropílico o acetona Algodón Pinzas para laboratorio Frasco de vidrio con tapa Bolsas de plástico Cinta de pegar

6. PRECAUCIONES.

Deberá emplearse siempre equipo y ropa protectora durante las pruebas de fuga a las fuentes radiactivas, es decir se utilizarán batas de laboratorio y guantes; por ninguna causa se manipularán las fuentes o recipientes que contengan material radiactivo, sin usar la protección antes descrita.

Para poder efectuar la prueba de fuga a las fbentes de radiación ionizante, revisará que porte su dosímetro personal; verificará el estado de baterías del monitor de radiación que usará, protegerá el monitor con una bolsa de plástico y se pondrá los guantes.

Las fuentes a las que se les aplique la prueba de fuga deben ser sujetadas con pinzas, siempre con guantes.

Ninguna parsona tendrá acceso al Laboratorio de Física Nuclear durante la realización de dicha prueba, a excepción del auxiliar del Responsable de la Seguridad Radiológica, con la finalidad de evitar cualquier incidente o accidente.

Deben colocarse letreros preventivos en las zonas donde se realice la prueba de fuga.

7. INSTRUCCIONES.

Realización del Frotis a Fuentes Selladas

a) Utilizar el equipo de protección adecuado que se propone en este Procedimiento.

b) Realizar estudio de contaminación externa de la fuente, de la siguiente forma:

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casaabatadtlenpo




*Preparar acetona o alcohol isopropílico, algodón y pinzas para laboratorio, bolsas de plástico y cinta de pegar.

*Mojar el algodón con la solución y escurrir el excedente, utilizando pinzas frotar la superficie del contenedor en partes donde pudiera existir fuga, sujetando el algodón con las pinzas.

*Realizar un fiotis para cada parte por 5 veces.

*Medir la radiación en un equipo monocanal o multicanal.

*Enviar a un laboratorio certificado para su evaluación.

*Llevar el formato No.5 de las pruebas de fbga que se encuentra en la sección de "REGISTROS".

8. ANEXOS. No aplica

Preparado por:

Roberto Amauri G

Revisado por:


Aprobado por:

Octubre 3 O de 1995

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A A Laboratorio de Física Nuclear

CasaabetadterrpD



Octubre 1995 ~ ~~ ~~ ~~

PO-7. "Levantamiento de Niveles de Radiación"

1. OBJETIVO.

"Dar a conocer el mecanismo para levantar y evaluar los niveles de radiación en áreas de trabajo It

2. REFERENCIAS.


0 "Recommendations of the International Commisión on Radiological Protection",ICRP Publication No. 26, Pergamon Press, 1977.

0 MANIPULALiÓN SIN RIESGO DE LOS RADIONÚCLIDOS; OIEA, V E N A (Edición de 1973).

3. DEFINICIONES.

BECQUEREL: Unidad del SI que se usa para medir la actividad de núclidos radiactivos. La actividad en Becquerel de una muestra en un momento dado es el promedio de las desintegraciones por segundo de sus átomos en ese momento.

DOSIMETHA: Disciplina técnica que tiene por objeto la inedición de la dosis de radiación absorbida en cualquier material. Para la dosimetría personal, se tiene en cuenta el equivalente de dosis.

DOSh4EZRO: Instrumento para detectar o medir la exposición personal a la radiación en forma acumulada por un periodo de tiempo. Pueden ser de lectura directa, tipo pluma, o de lectura indirecta, tipo película o termoluminiscentes.

DOSIS: Es una forma general para denotar la cantidad absorbida de radiación o energía. Para propósitos especiales debe ser calificada adecuadamente (dosis absorbida, dosis acumulativa, etc.). Si no está calificada generalmente se refiere a la dosis absorbida.

UNIDAD UTAPMAPA Av. Michoacán y La Purísima, Coi. Vicantina. 09340 México. D.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 612 0885 60


CmaabertadtEWl



Octubre 1995


DOSIS ABSORBIDA: La energía depositada por la radiación ionizante en la materia. Técnicamente, la dosis absorbida, D, se define como el cociente dE entre dm. La unidad es el Gray (Gy) equivalente a 1 joule/kg (anteriormente se usaba el rad, 1 rad = 100 ergíg).

RESPONSABLE DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA : Persona calificada y autorizada por el Organismo Reglamentador asignada a una instalación nuclear o radiactiva, para vigilar e implantar el cumplimiento de las normas que en materia de Protección Radiológica se tengan.

EQUIVALENTE DE DOSIS: Con fines de protección radiológica se ha encontrado conveniente introducir una magnitud física que correlaciona la dosis absorbida con los efectos con los efectos deletéreos más importantes de la exposicion a la radiación, en particular en efectos estocásticos tardíos. El equivalente de dosis es la cantidad que resulta de la ecuación:

H = D Q N


LÍMITE ANUAL DE INCORPORACIÓN: Es el límite secundario para la irradiación ocupacional interna y es el valor menor de la incorporación de un radionúclido determinado en un año por el Hombre de Referencia, que se traduciría bien en un equivalente de dosis efectivo comprometido de 50 mSv ( 5 rem) o bien, en un equivalente de dosis comprometido en cualquier otro órgano o tejido de 500 mSv (50 rem).

LÍMITES PARA PERSONAL OCUPACIONALMENTE W U E S T O : el límite equivalente de dosis efectivo anual para el Personal Ocupacionalmente Expuesto es de 50 mSv (5 rem), para los efectos estocásticos. Para los efectos no estocásticos, el límite anual equivalente de dosis es de 500 mSv (50 rem), para los distinto órganos y tejidos, excepto para el cristalino, para el cual es de 150 mSv (15 rem).

LiMITES PARA PÚBLICO: El Límite Equivalente de Dosis Efectivo Anual para individuos del público es de 5 mSv (0.5 rem), para los efectos estocásticos. Para los efectos no estocásticos el Limite de Equivalente de Dosis Anual es de 50 mSv (5 rem). Cuando los individuos del público pueden estar expuestos por periodos prolongados (muchos años) el valor medio anual de Dosis Efectivo se procurará que sea de 1 mSv (O. 1 rem).

UNIDAD IZlAPAIAPA Av. Michoacán y La Purísima. Col. Vicentina. 09340 México, D.F. lei.: 724-4600 TELEFAX: (5) 612 0885 61

A A Laboratorio de Física Nuclear Hoia: 3 de 4

CaSaabertadlanpo




SIEVERT (Sv): El sievert, es la unidad correspondiente al equivalente de dosis de radiación (H) que se usa para propósitos de Protección Radiológica, en el Sistema Internacional de Unidades, el equivalente de dosis, expresado en Sv, es el producto de la dosis absorbida en grays (O) por el factor de calidad (QJ y por el producto otros factores modificantes (n), que por el momento se considera igual a la unidad.


La dosimetría de área, como su nombre lo indica, es la evaluación de los niveles de radiación en áreas de trabajo; sean éstas pisos, paredes o superficies dentro o fuera de los laboratorios o lugares de operación. Es principalmente una medida preventiva de evaluación para mantener una vigilancia permanente de las tendencias del equivalente de dosis recibido por el POE y optimar así las condiciones de seguridad en el desempeño de sus funciones.

Para efectuar las mediciones correspondientes, se emplean monitores portátiles. Es recomendable que los registros se lleven en equivalente de dosis mensual. Cabe mencionar que en la protección radiológica individual se ven involucrados muchos órganos diferentes y diversos efectos biológicos, por lo que resulta adecuado el uso de dosímetros personales y no perder de vista que todos los trabajos realizados con fuentes radiactivas se deben ajustar a las dosis máximas admisibles para los trabajadores y no entrañarán la exposición de individuos de la población ni de la población en conjunto a radiaciones que excedan de los límites de dosis prescritos en las Normas Básicas de Seguridad del Organismo en materia de Protección Radiológica, siendo la recomendación primordial que la exposición debe ser la más baja posible, por debajo de los límites de dosis y que debe evitarse toda exposición innecesaria.


0

0 Dosímetros personales TLD. 0 Bata de laboratorio

Medidor RATOR, SERIE 773596, S.Nr. M1611-901/10 Lector marca EBERLINE RAD OWL, MODELO RO-1, SERE 957

UNIDA0 IZTAPALAPA Av. Michoadn y La Purisima, Coi. Mcentina. 09340 México, D.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 612 0885 62


~ ~~




6. PRECAUCIONES.

0 Verificar que los monitores funcionen correctamente 0 Portar el dosímetro personal y bata de laboratorio 0 Llevar consigo el formato No. 6 para registrar los niveles medidos

7. INSTRUCCIONES.

I ) Iniciar el monitoreo en las mesas de trabajo, y posteriormente en el piso

2) Monitorear la caja blindada donde se encuentran almacenadas las fuentes radiactivas, tomar lectura a contacto (1 cm.) y a 50 cm. de distancia (con la caja cerrada). También tomar lectura a un costado de la caja (lcm.) y detras de esta, es decir detras de la pared donde se encuentra empotrada dicha caja.

3) Monitorear cada fuente a las distancias que especifica el formato correspondiente y anotar las lecturas indicando cual monitor y escala se usa.

4) Considere el peor de los casos y tome lecturas de todas las fuentes juntas, ordénelas de forma que no se interpongan unas con otras para evitar errores en las lecturas. Registre en el formato correspondiente las lecturas a: 1 cm., 5 cm., 10 cm., 30 cm., 100 cm., 150 cm. y 200 cm. No olvidar indicar que monitor y escala se usa.

5) Todas las lecturas deben ser registradas en el formato de registros No. 6

6 ) El Responsable de la Seguridad Radiológica hará un análisis de las lecturas obtenidas y en la zona de observaciones dará su veredicto.


Preparado por: Revisado por: Aprobado por:

Roberto Amauri G


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Cmaabertadtenpo



Octubre 1995

PO-8. "Operación de Fuentes Radiactivas"

1. OBJETIVO.

"Presentar las reglas de seguridad para autoprotección del POE cuando maneje fuentes radiactivas" .

2. REFERENCIAS.

COMISI~N NACIONAL DE SEGURIDAD NUCLEAR Y SALVAGUARDIAS, "Reglamento General de Seguridad Radiológica". SEW-CNSNS, 1992.

0 "Recommendations of the International Commisión on Radiological Protection",ICRP Publication No. 26, Pergamon Press, 1977.

3. DEFINICIONES.

CONTAMINACIÓN RADIACTIVA: Es el depósito de material radiactivo en cualquier lugar que pueda dañar personas, o hacer inadecuados o inseguros para algún propósito productos o equipos. Es la presencia no requerida de material radiactivo Muchas veces referido como contaminación.


DOSÍMETRO: Instrumento para detectar o medir la exposición personal a la radiación en forma acumulada por un periodo de tiempo. Pueden ser de lectura directa, tipo pluma, o de lectura indirecta, tipo película o termoluminiscentes.

EQUIVALEN7E DE DOSIS: Con fines de protección radiológica se ha encontrado conveniente introducir una magnitud física que correlaciona la dosis absorbida con los efectos con los efectos deletéreos más importantes de la exposición a la radiación, en particular en efectos estocásticos tardíos. El equivalente de dosis es la cantidad que resulta de la ecuación:

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casaabatadtsnpo



Octubre 1995


H = D Q N


EXPOSZCZÓN: Es el cociente de dQ entre dm; donde dQ es el valor absoluto de la carga total de los iones de un signo producidos en aire cuando todos los electrones, positivos y negativos, liberados por fotones en una masa de aire dm son frenados completamente.

FUENTE DE RADZACIÓN IONIZANTE: Cualquier dispositivo o material que emita radiación ionizante en forma cuantificable.

FUENE SELLADA: Todo material radiactivo permanentemente incorporado a un material encerrado en una cápsula hermética con resistencia mecánica suficiente para impedir el escape del radioisótopo o la dispersión de la sustancia radiactiva en las condiciones previsibles de utilización y desgaste.


RADZACZÓN ZONZUNTE: Radiaciones de naturaleza electromagnética (fotones de rayos X o de rayos gamma) o de naturaleza corpuscular que pueden producir ionización al atravesar la materia.

ZONAS CONmOLADAS: Son aquellas en las que las exposiciones anuales no exceden 1.5 rem (3/10 de los límites) de dosis equivalente. Se utilizará un señalamiento con el símbolo Internacional de las radiaciones en color azul marino sobre fondo blanco en la parte superior la leyenda: "Zona Controlada" y el inferior: "Acceso Reglamentado". El límite de la zona está indicado con franjas azul marino.

ZONAS NO CONTROLADAS: Son aquellas en que sólo existe la radiación natural o de fondo (del medio ambiente) y por ende no están controladas por la licencia.

UWlDAO lZTAPAWA Av. Michoacán y La Purísima, Col. Vicentina, 09340 México, D.F. Tel.: 724-4600 TELEFM (5) 612 0885 65


CaSaabertadterpo




ZONA RESTNNGIDA: Son aquellas en las que bajo condiciones normales de trabajo, los niveles de radiación de fuentes externas yío contaminación de aire o superfície son tales, que la dosis equivalente total acumulada en un año podría exceder 1.5 rem (3110 de los límites).

En estas zonas se utilizará un señalamiento con el símbolo internacional de radiaciones en color naranja sobre fondo blanco agregando en la parte superior la leyenda "Zona Restringida", y en la inferior: "Acceso con Autorización". El límite de esta zona está indicado con franjas color naranja.


Se presentan reglas de seguridad que pueden emplearse para la autoprotección cuando se manejen fuentes selladas:

a) Toda fuente sellada deberá estar en un contenedor con blindaje suficiente y adecuado, de manera que no se rebasen los límites de dosis equivalente establecido en este manual y en el principio ALARA.

b) Toda fuente sellada estará en un contenedor, cuyo peso y área de asentamiento sean tales que minimicen el riesgo de volcaduras, construido con material que reduzca al mínimo razonable, los riesgos de ataque químico y ruptura.

c) Ninguna fkente sellada podrá ser usada para fines diferentes para los que fue diseñada y autorizada, a menos que la autoridad competente autorice otro uso, asegurándose que no se pierda su hermeticidad.

d) Ninguna fuente sellada deberá ser utilizada si ha perdido su hermeticidad y/o si existe el riesgo que la pierda durante su uso.

e) En todo contenedor de una fuente sellada deberá indicarse claramente el radioisótopo, la actividad con fecha y la rapidez de exposición con fecha.

f) A las fuentes selladas se les practicarán pruebas de fuga periódicamente al momento de su recepción y cuando se sospeche pérdida de su integridad fisica.

g) Se hará rutinariamente un levantamiento de nivel de radiación a los contenedores con fuentes radiactivas, con el objeto de establecer medidas de protección al personal que trabaja directamente con ellas.

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Octubre 1995

PO-8. "Operación de Fuentes Ftadiactivas"

h) El Responsable de la Seguridad Radiológica llevará una bitácora con el inventario de las fuentes radiactivas, teniendo como mínimo la siguiente información: número de serie de la fuente, marca, radioisótopo, actividad inicial y fecha, documento de alta con fecha y documento de baja con fecha.

i) Las fuentes se guardarán bajo llave, a la que sólo tendrán acceso el Responsable de la Seguridad Radiológica, o personal autorizado.


Medidor RATOF, SERIE 773596, S.Nr. M1611-901/10 Lector marca EBERLINE RAD OWL, MODELO RO-1, SERIE 957. Dosímetros personales TLD. Fuentes de radiación ionizante Guantes y bata de laboratorio Pinzas para manipular las fuentes

6. PRECAUCIONES.

0 Cuando se trabaje con fuentes de radiación ionizante se procurará que los alumnos se retiren un metro de distancia con el fin de recibir la mínima exposición posible.

0 Todo el personal que trabaje o entre en zonas controladas y restringidas, usará la ropa y equipo de protección individual, utilizando como mínimo una bata de laboratorio.

0 Ninguna fuente de material radiactivo puede manejarse sin usar algún tipo de protección (guantes, bata, etc.).

0 El personal que trabaje o entre en zonas controladas o restringidas deberá portar los dosímetros personales o individuales que se le asignaron durante las horas de trabajo. Al finalizar las labores, los dosímetros individuales se depositarán en el lugar indicado para ellos.

Cuando se ha laborado con fuentes en zonas controladas y restringidas, el personal verificará si están contaminadas sus vestimentas, si no lo está, se procederá a lavar las manos e inspeccionará las mismas con los detectores de radiación antes de salir de esta zona. También deben inspeccionarse las otras partes del cuerpo no cubiertas y la ropa.

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Laboratorio de Fisica Nuclear

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Octubre 1995


O Durante el manejo de las fuentes radiactivas se deberá tener únicamente los equipos indispensables; el detector portátil no deberá estar en la misma superficie, a menos que se requiera monitorear actividades o dosis en forma continua.

O Como regla general se establece que sólo estarán en las superficies de trabajo las fuentes radiactivas absolutamente necesarias para el experimento.

O Todo el material radiactivo (fuentes selladas) que no esté usando en el momento, se guardará en la caja blindada, o en alguna caja de plomo, según se requiera.

O Se evitará el uso de recipientes con extremos puntiagudos, así como de herramientas punzantes.

0 Comer, beber, o ponerse o usar cosméticos, está prohibido en las áreas controladas ylo restringidas

O En áreas restringidas está estrictamente fumar.

O Ningún trabajo de reparación o mantenimiento de equipo se. realizará dentro de las zonas controladas y restringidas sin que se haya realizado antes, una inspección y asesoramiento por el personal de Seguridad Radiológica.

O Ninguna persona con una herida abierta en la piel trabajará o manejará las fuentes radiactivas.

O Cuando se requiera trabajar con las fuentes radiactivas fuera de las horas de laboratorio, deberá avisar al personal de Seguridad Radiológica.

7. INSTRUCCIONES.

1. Al entrar al laboratorio, toda persona debe ponerse la bata

2. El Responsable de la Seguridad Radiológica deberá monitorear las zonas de trabajo y verificar que todas las fuentes radiactivas se encuentren en la caja blindada.

3. Los alumnos se colocarán conforme se describe en la sección de precauciones o donde el Responsable de la Seguridad Radiológica lo indique (lejos de la trayectoria que seguirá la fuente).

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Octubre 1995


4. Debe prepararse los dispositivos a utilizar durante la práctica correspondiente (sistema de detección, contenedores, etc).

5 . El Responsable de la Seguridad Radiológica tomará la fuente radiactiva con pinzas y la depositará en el sitio que fue preparado anticipadamente.

6 . Deberá monitorearse la zona donde se encuentra la fuente radiactiva a unos cuantos centímetros y a un metro de distancia con el objeto de determinar la distancia a la que los alumnos deben permanecer durante el desarrollo de la práctica correspondiente.

7. Ai finalizar la práctica, el Responsable de la Seguridad radiológica ubicará a los alumnos lejos de la trayectoria que seguirá la fuente para ser almacenada.

8. Una vez almacenada la fuente se debe monitorearse las zonas de trabajo y verificar que todas las fuentes se encuentren dentro de la caja blindada. Debe registrarse en una bitácora como mínimo lo siguiente: Fecha y hora, nombre de la práctica desarrollada, tipo de fuentes radiactivas usadas, nivel de exposición a 5cm. y a 1m.de la fuente, tiempo en que la fuente estuvo tuera de la caja blindada. En la sección de "REGISTROS" se muestra el formato No 9 de esta bitácora.


Preparado por:

Roberto Amauri G



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caraabertadtiempo



Octubre 1995

PO-9. "Manejo, Tratamiento, Segregación o Destino de las Fuentes en Desuso o de Desechos Radiactivos Generados"

1. OBJETIVO.

"Proporcionar mecanismos para evacuar las fuentes en desuso del Laboratorio de Física Nuclear".

2. REFERENCIAS.


0 MANIPULACIÓN SIN RIESGO DE LOS RADIONÚCLIDOS; OLEA, V E N A (Edición de 1973).

3. DEFINICIONES.

ACCZDENTE: Cualquier evento anormal que involucre a fuentes de radiación ionizante.

ALUACÉN TEMPORAL: Es la instalación radiactiva autorizada por el Organismo Reglamentador para almacenar fuentes de radiación ionizante por tiempo limitado y que sera necesariamente determinada en la autorización correspondiente. Es importante señalar dos hechos propios de la radiación: la constante de decaimiento es propia de cada isótopo inestable y no la altera ninguno de los factores físicos o químicos conocidos actualmente.

CONTENEDOR: Es un recipiente, usualmente, de plomo o cualquier material, con número atómico efectivo alto, que disminuye la rapidez de expósición al medio ambiente y por ende, baja la dosis absorbida cuando se maneje o se acerque a éste.


DESECHOS RADZACTZVOS: Cualquier material que contenga o esté contaminado con radionúclidos cuyas concentraciones o niveles de radiactividad sean mayores a los señalados por la CNSNS, en la norma técnica correspondiente, y para el cual no se prevé uso alguno.

UNIDA0 IZTAPAUPA Av. Michoacán y La Purisima, Col. Vicantina, 09340 México. D.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 61 2 0885 7 0

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Octubre 1995


RESPONSABLE DE SEGURIDAD RADIOLOGICA : Persona calificada y autorizada por el Organismo Reglamentador asignada a una instalación nuclear o radiactiva, para vigilar e implantar el cumplimiento de las normas que en materia de Protección Radiológica se tengan.

FUENTE EN DESUSO: Todo material radiactivo que no es uti1 para 10s fines que fue adquirido, y que el Responsable de la Seguridad Radiológica considera que no debe mantenerse en la instalación radiactiva, debido a que no cumple con los requerimientos mínimos necesarios.

FUENTE SELLADA: Todo material radiactivo permanentemente incorporado a un material encerrado en una cápsula hermética con resistencia mecánica suficiente para impedir el escape del radioisótopo o la dispersión de la sustancia radiactiva en las condiciones previsibles de utilización y desgaste.

ORGANISMO REGWENTADOR: Órgano constituido legalmente, con facultades para establecer la normativa aplicable a la producción, manejo, uso, almacenamiento, transporte, traslado y gestión de materiales nucleares y de fiientes de radiación ionizante. Así mismo, está facultado para la aprobación, inspección y vigilancia de las instalaciones nucleares y radiactivas y de todos aquellos procesos u operaciones que impliquen el uso de materiales nucleares y fuentes de radiación ionizante, con objeto de proteger la salud del público, del Personal Ocupacionalmente Expuesto y del medio ambiente.

ZONA RESí7UNGiDA: Son aquellas en las que bajo condiciones normales de trabajo, los niveles de radiación de fuentes externas y/o contaminación de aire o superficie son tales, que la dosis equivalente total acumulada en un año podría exceder 1.5 rem (3/10 de los límites).

En estas zonas se utilizará un señalamiento con el símbolo internacional de radiaciones en color naranja sobre fondo blanco agregando en la parte superior la leyenda "Zona Restringida", y en la inferior: "Acceso con Autorización". El límite de esta zona está indicado con franjas color naranja.


a) Todos los lugares de trabajo que cuenten o generen fuentes en desuso, deben estar equipados con recipientes al efecto.

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Cmaabertadteipo



Octubre 1995


b) Deberá existir un convenio con el instituto Nacional de investigaciones Nucleares, con la finalidad de establecer los iineamientos para entrega de las fuentes en desuso y de desechos radiactivos que pudieran generarse al aplicar la prueba de fuga a las fuentes selladas.

c) El Responsable de la Seguridad Radiológica determinará la condición de %ente en desuso".

d) Las fuentes en desuso se entregarán al Instituto de Investigaciones Nucleares debidamente empacadas y etiquetadas.

e) La etiqueta que porte el paquete que contenga a las fuentes en desuso, al menos debe contener los siguientes datos: número de fuentes entregadas, isótopo, actividad, fecha de entrega, número de serie, condiciones de entrega.

f) Notificar a la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias que material radiactivo se ha entregado al I" y en qué condición.


0

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Medidor RATOF, SERIE 773596, S.Nr. M1611-901/10 Lector marca EBERLINE RAD OWL, MODELO RO-1, SERIE 957

5.1 Material para empaquetar las fuentes en desuso

0

0 Polietileno Expandido (unicel). 0 Pinzas para laboratorio 0 Frasco de vidrio con tapa 0 Bolsas de plástico 0 Cinta de pegar

Etiquetas con el símbolo radiactivo

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Octubre 1995


6. PRECAUCIONES.

Verificar que el paquete que contiene a las fuentes en desuso porte su etiqueta correspondiente, describiendo su contenido.

Verificar que el nivel de radiación a contacto del paquete sea el acordado por el Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares.

0 Verificar que firme de recibido el Representante del I" que recoge el paquete que contiene a las fuentes en desuso.

0 Verificar que las fuentes en desuso se han dado de baja del Inventario correspondiente.

0 Archivar el documento de entrega de las fuentes en desuso al ININ

7. INSTRUCCIONES.

1 ) Determinar cuáles son consideradas fuentes en desuso.

2) Avisar al I" para hacer la entrega de las fuentes en desuso.

3) Empaquetar las fuentes en desuso utilizando el material necesario para no rebasar los límites acordados con en I".

4) Etiquetar el paquete que contiene a las fuentes con los datos señalados enia sección de Requisitos Previos inciso "e".

5) Hacer entrega del paquete al I" de acuerdo a la fecha señalada para tal efecto, y solicitar sea firme de conformidad la entrega.

6 ) Notificar a la CNSNS las medidas tomadas y actualizar el inventario del material radiactivo existente en el Laboratorio de Física Nuclear.

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Laboratorio de Física Nuclear Hoia: 5 de 5 ..


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Preparado por:

Roberto Amauri G

Octubre 30 de 1995

Revisado por:

Octubre 30 de 1995

Aprobado por:

Octubre 30 de 1995

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Versión: O casaabertadtenpo


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4.2 PROCEDIMIENTOS ADMINISTRATIVOS

Estos Procedimientos son implantados para mantener el nivel adecuado de seguridad radiológica durante el desarrollo de las actividades que involucren material radiactivo. En estos procedimientos se indican de manera secuencia1 los pasos que deben seguirse. La nomenclatura para identificar estos procedimientos consiste en utilizar la primer letra mayúscula de la sección correspondiente, seguida de un guión y el número correspondiente, seguido del nombre completo de dicho procedimiento; así por ejemplo para el Procedimiento 1 será: PA-1. "Elaboración, revisión y aprobación de los procedimientos", etc.

Los Procedimientos Administrativos aplicables a las actividades a realizar en el Laboratorio de Física Nuclear de la UAMI son los siguientes:

PA- 1. "Elaboración, Revisión y Aprobación de los Procedimientos". PA-2. "Determinación de las Zonas (controladas, no controladas, restringidas)". PA-3. "Determinación de los Límites y Niveles de Referencia". PA-4. "Seguridad Física en la Zona de Almacenamiento y Uso de las Fuentes de

Radiación Ionizante". PA-5. "Inspecciones y Auditorias Internas". PA-6. "Mantenimiento de Registros

Formato 1 'I Dosimetría Personal". Formato 2 "Calibración y/o Verificación del Equipo Detector de Radiación Ionizante". Formato 3 "Inventario y Control de Las Fuentes Selladas de Radiación Ionizante". Formato 4 "Exámenes médicos del Personal Ocupacionalmente Expuesto". Formato 5 "Prueba de Fuga a las Fuentes Selladas". Formato 6 "Lecturas de Niveles de Radiación". Formato 7 "Fuentes en Desuso". Formato 8 "Entrenamiento y Reentrenamiento del Personal Sobre Seguridad Radiológica" Formato 9 "Bitácora"

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PA-1. "Elaboración, Revisión y Aprobación de los Procedimientos"

1. OBJETIVO.

"Dar a conocer y describir Los criterios para la elaboración y aprobación de los procedimientos que conforman el Manual correspondiente. I'

2. REFERENCIAS.

COMISI~N NACIONAL DE SEGURIDAD NUCLEAR Y SALVAGUARDIAS, "Reglamento General de Seguridad Radiológica". SEMIP-CNSNS, 1992.

0 MANIPULACIÓN SIN RIESGO DE LOS RADIONÚCLIDOS; OIEA, V E N A (Edición de 1973).

3. DEFINICIONES.

A UTORIDAD COMPETENTE: Autoridad designada o reconocida por un gobierno para fines determinados en relación con la Protección Radiológica y/o seguridad nuclear.

EQUIVALENTE DE DOSIS: Con fines de protección radiológica se ha encontrado conveniente introducir una magnitud física que correlaciona la dosis absorbida con los efectos con los efectos deletéreos más importantes de la exposición a la radiación, en particular en efectos estocásticos tardíos. El equivalente de dosis es la cantidad que resulta de la ecuación:

H = D Q N


RESPONSABLE DE LA SEGURIDAD RADIOLÓGICA: Persona calificada y autorizada por el Organismo Reglamentador asignada a una instalación nuclear o radiactiva, para Vigilar e implantar el cumplimiento de las normas que en materia de Protección Radiológica se tengan.

UNIDAD ImAPAIAPA Av. Michoacán y La Purísima, Col. Vicentina, 09340 México, D.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 612 0885 76


Version: 1


INSPECCIÓN: El examen de-las condiciones de seguridad fisica y radiológica de una instalación radiactiva, sus sistemas, equipos y la aplicación de los procedimientos de operación, documentos y registros.

M N U A L DE PROCEDIMIENTOS DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA: documento en el que se proporciona al Personal Ocupacionalmente Expuesto (POE) un conjunto de procedimientos para operaciones rutinarias y de emergencia, presentados en un lenguaje claro y accesible, para cada una de las actividades que con el material radiactivo se realicen, así como para afrontar situaciones de incidentes y accidentes que pudieran presentarse; indica las obligaciones que el POE adquiere por el desempeño de sus labores en la Instalación Radiactiva.

ORGANISMO REGLAMENTADOR: Órgano constituido legalmente, con facultades para establecer la normativa aplicable a la producción, manejo, uso, almacenamiento, transporte, traslado y gestión de materiales nucleares y de fuentes de radiación ionizante. Así mismo, está facultado para la aprobación, inspección y vigilancia de las instalaciones nucleares y radiactivas y de todos aquellos procesos u operaciones que impliquen el uso de materiales nucleares y fuentes de radiación ionizante, con objeto de proteger la salud del público, del Personal Ocupacionalmente Expuesto y del medio ambiente. En nuestro País la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias tiene esta tarea.

RADIACIÓN IONíZANTE: Radiaciones de naturaleza electromagnética (fotones de rayos X o de rayos gamma) o de naturaleza corpuscular que pueden producir ionización al atravesar la materia.

PERMISIONAARIO: Persona física o moral que posee la titularidad de la autorización, permiso o licencia expedidos por la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias, para desarrollar una actividad específica.


Conocer el Informe de la ICRP número 26, el cual contiene las Normas de Protección Radiológica.

Conocer las obligaciones del Responsable de la Seguridad Radiológica y del Permisionario, así como de cada persona que participe directamente en el uso de la instalación radiactiva.

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Version: 1 Casaabertadtenpo

UNIVERSIDAD AUTOMOMA METROPOLITANA Octubre 1995


Son obligaciones del RSR las siguientes:

a) Establecer procedimientos de Seguridad Radiológica y física aplicables a la adquisición, importación, exportación, posesión, uso, transferencia, transporte almacenamiento y destino o disposición final de los materiales radiactivos; para revisión y aprobación en su caso de la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias.

b) Desarrollar proyectos, procedimientos y métodos para mantener la exposición a la radiación del Personal Ocupacionalmente Expuesto y del público, tan baja como razonablemente pueda lograrse, pero inferior a los límites de equivalente de dosis establecido por el Reglamento General de Seguridad Radiológica.

c) Elaborar y recabar la documentación necesaria para la obtención y renovación oportuna de las licencia, permisos y autorizaciones.

d) Elaborar, actualizar, controlar y archivar los planos, informes, registros y escritos relacionados con el Informe de Seguridad Radiológica y con las inspecciones, auditorías, verificaciones o reconocimientos practicados por la CNSNS.

e) Participar en la elaboración, actualización y aplicación del Manual de Procedimientos de Seguridad radiológica.


0 Reglamento General de Seguridad Radiológica. O Instructivo para la preparación del Manual de Procedimientos de Seguridad Radiológica.

6. PRECAUCIONES.

O En la revisión de los procedimientos verificar que tengan el formato que se indica en el instructivo de preparación del Manual, así como las firmas correspondientes

O Para la Seguridad Radiológica se recomienda seguir una filosofia que se base en los siguientes puntos:

Justificación. - No debe aprobarse ninguna práctica que entrañe exposición a las radiaciones ionizantes, a menos que su introducción produzca un beneficio neto positivo a la sociedad.

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Octubre 1995


0ptimización.- La concepción, el diseño, la planificación, uso y aplicación de las fuentes de radiación ionizante y de los trabajos que con ella se realicen, deberán asegurar que las exposiciones se mantengan tan bajas como razonablemente puedan lograrse.

Limitación de dosis.- Para asegurar el cumplimiento de los objetivos de la Protección Radiológica, deben establecerse límites adecuados, ya que muchas actividades humanas puedan ocasionar en el futuro, un riesgo; por esta razón deben tomarse precauciones suficientes para evitar que la combinación de las dosis ocasionadas por prácticas actuales y futuras puedan dar lugar a una exposición inadmisible.

El principio de la justificación implica que, para cada práctica o actividad que entrañe exposición a las radiaciones ionizantes, debe hacerse un análisis de las ventajas y desventajas y asegurarse de que su introducción producirá un beneficio. Es posible recurrir a un análisis costo-beneficio para adoptar una decisión; en dicho análisis se debe considerar el valor bruto de la práctica, que incluye el valor del producto o servicio más todos los beneficios sociales y de todo tipo, al que debe restarse el costo de la práctica, que incluye el costo para la sociedad de todos los efectos no radiológicos, el costo de la protección radiológica, y el costo asignado al detrimento radiológico. Aunque la valoración de todos los aspectos es muy compleja y dificil, se recomienda una estimación razonable.

La optimización va más allá del concepto de dosis máxima permisible (o admisible) usado con anterioridad, dado que se base en el concepto ALARA ("As Low AS Reasonably Achievable" que significa mantener las exposiciones a la radiación tan bajas como razonablemente pueda lograrse; ésto significa que es recomendable hacer un mayor esfberzo para reducir la dosis a individuos y al público, mediante un análisis cuantitativo de la operación o práctica, para determinar el punto hasta el que puede reducir la exposición, más allá del cual una reducción ulterior no justificaría el incremento del costo necesario para conseguirla.

7. INSTRUCCIONES.

1) La elaboración de los procedimientos estará a cargo del Responsable de la Seguridad Radiológica o de becarios de Ingeniería en energía con especialidad en el área nuclear y que tengan el curso de Radioprotección. Los alumnos estarán coordinados y asesorados por el RSR.

2) La revisión de los procedimientos la hará el Responsable de la Seguridad Radiológica o en su defecto estará a cargo del Grupo de Seguridad Radiológica.

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Octubre 1995


3) El Responsable de la Seguridad Radiológica y el permisionario están facultados para aprobar cualquier procedimiento que tenga un beneficio para el Laboratorio de Física Nuclear, previa revisión.

4)Se revisará que todos los procedimientos cumplan con la aplicación especifica de los temas que deben incluirse y que sean aplicables al tipo de actividad descritos en el procedimiento, así como cumplir con el principio de justificación.


Preparado por:

Roberto Amauri G


Otubre 30 de 1995 Octubre 30 de 1995 Octubre 30 de 1995

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Hoja: 1 d e 4 Versión: 1

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PA-2. "Determinación de las Zonas (controladas, no controladas, restringidas)"

1. OBJETIVO.

"Dar a conocer las zonas donde se almacena y manipulan fuentes de radiación ionizantes con la finalidad de prevenir a los alumnos, al público y al POE, acerca de las características y del acceso a cada una de ellas"

2. REFERENCIAS.

COMISI~N NACIONAL DE SEGURIDAD NUCLEAR Y SALVAGUARDIAS, "Reglamento General de Seguridad Radiológica". SEW-CNSNS, 1992.

0 "Recommendations of the International Commission on Radiological Protection", ICRP Publication No. 60, Pergamon Press, 1990.

0 Radiological Health Hadbook. Department of Education and Welfare, ed. 1970 U.S.

3. DEFINICIONES.

ALUACÉN TNPORAL: Es la instalación radiactiva autorizada por el Organismo Reglamentador para almacenar fuentes de radiación ionizante por tiempo limitado y que será necesariamente determinada en la autorización correspondiente.

DOShkEZRO: Instrumento para detectar o medir la exposición personal a la radiación en forma acumulada por un periodo de tiempo. Pueden ser de lectura directa, tipo pluma, o de lectura indirecta, tipo película o termoluminiscentes.


H = D Q N


UNIDAD ImAPAIAPA Av. Michoacán y La Purísima, Col. Vicentina, 09340 México. O.F. Tel.: 724-4600 TELEFM (5) 612 0885 81

A i A Laboratorio de Física Nuclear


Hoja: 2 de 4 Versión: 1 ~~~

Octubre 1995


LÍMITES PARA PERSONAL OCUPACIONALMENTE W U E S T O : El límite equivalente de dosis efectivo anual para el Personal Ocupacionalmente Expuesto es de 50 mSv (5 rem), para los efectos estocásticos. Para los efectos no estocásticos, el límite anual equivalente de dosis es de 500 mSv (50 rem), para los distinto órganos y tejidos, excepto para el cristalino, para el cual es de 150 mSv ( 1 5 rem).

LÍMITES PARA PÚBLICO: El Límite Equivalente de Dosis Efectivo Anual para individuos del público es de 5 mSv (0.5 rem), para los efectos estocásticos. Para los efectos no estocásticos el Límite de Equivalente de Dosis Anual es de 50 mSv (5 rem). Cuando los individuos del público pueden estar expuestos por periodos prolongados (muchos años) el valor medio anual de Dosis Efectivo se procurará que sea de 1 mSv (O. 1 rem).


ZONAS CONTROLADAS: Son aquellas en las que las exposiciones anuales no exceden 1.5 rem (3/10 de los límites) de dosis equivalente.

ZONAS NO CONTROLADAS: Son aquellas en que sólo existe la radiación natural o de fondo (del medio ambiente) y por ende no están controladas por la licencia.

ZONA RESXVNGIDA: Son aquellas en las que bajo condiciones normales de trabajo, los niveles de radiación de fuentes externas y/o contaminación de aire o superficie son tales, que la dosis equivalente total acumulada en un año podría exceder 1.5 rem (3/10 de los límites).


Conocer la Señalización que debe emplearse en las diferentes zonas, así como los límites recomendados por la ICRP.

Dentro de la instalación será necesario definir las zonas de trabajo para no rebasar la limitación de dosis y controlar el acceso al público y alumnos Es necesario estipular estas limitaciones mediante señales y/o letreros.

UNIOAD IZTAPAUPA Av. Michoachn v La Purísima, Col. Vicentina, 09340 México, D.F. Tel.: 7244600 TELEFAX (5) 612 0885 82


Casaahatadtenpo Versión: 1 UNIVERSIDAD AUTONOMA METROPOLITANA Octubre 1995



O Medidor RATOF, SERIE 773596, S. Nr. M1611-901/10 O Lector marca EBERLINE RAD OWL, MODELO RO-1, SERIE 957 0 Dosímetros personales TLD.

6. PRECAUCIONES.

O Determinar con un monitor de radiaciones la zona de trabajo, antes de emplear material radiactivo, para comprovar que no exista contaminación o niveles altos de radiación ajenos al material que se usará

7. INSTRUCCIONES.

La determinación de las zonas en el Laboratorio de Física Nuclear se hará tomando en cuenta los niveles de radiación, que se obtienen al monitorear dichas zonas, sin embargo debido a las características de las fuentes que actualmente se emplean en esta instalación (de muy baja actividad) se deberá considerar clasificarlas como a continuación se indica, con objeto de contar con un control pleno del material radiactivo y de la Instalación. En el anexo adjunto se muestra la distribución de las zonas.

El local de almacenamiento del material radiactivo ostentará signos internacionales indicando la presencia de material radiactivo y se le considerará como Zona Restringida, en esta se utilizará un señalamiento con el símbolo internacional de la radiación, agregando en la parte superior la leyenda "Zona Restringida", y en la parte inferior: "Acceso con Autorización". El límite de esta zona estará indicado por franjas de color magenta rayadas con amarillo, pintadas en el piso del acceso a la misma.

El cubículo "T"-021 es considerado Zona no Controlada. El límite de esta zona estará indicado por franjas de color verde, pintadas en el piso de los accesos a la misma

El Laboratorio de Física nuclear ("T"-020") es considerado Zona Controlada y se utilizará un señalamiento con el símbolo Internacional de las radiaciones en color azul marino sobre fondo blanco en la parte superior la leyenda: "Zona Controla&" y el inferior: "Acceso Reglamentado". El límite de la zona estará indicado con fianjas de color amarillo-naranja , pintadas en el piso de los accesos a la misma.

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Cmaabertadlenpo



Octubre 1995



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Roberto Amauri G

Otubre 30 de 1995



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Cmaabprtadtanpo

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PA-3. "Determinación de los Limites y Niveles de Referencia."

1. OBJETIVO.

Conocer las limitaciones en dosis propuestas por la International Commission Radiological Protection (ICRP) con la finalidad de establecer valores límites y niveles de referencia.

2. REFERENCIAS.


0 "Recommendations of the International Commission on Radiological Protection", ICRP Publication No. 60, Pergamon Press, 1990.

3. DEFINICIONES.

DELETÉREO: Es sinónimo de Mortífero, venenoso, o destructor, es decir que ocasiona la muerte o graves trastornos funcionales.

EFECTOS DETERM-INÍSTICOS: Efectos biológicos de las radiaciones ionizantes que se caracterizan por la existencia de un umbral, por arriba del cual la gravedad del efecto es hnción de la dosis, en tanto que es improbable que aparezcan por debajo de esos valores. En general, estos efectos se manifiestan en poco tiempo. La respuesta a la radiación ionizante varía de acuerdo al tejido, así, entre los tejidos más radiosensibles están los ovarios y testículos, médula ósea y cristalino del ojo.

EFECTOS ESTOCÁSTICOS: Efectos biológicos de las radiaciones ionizantes que obedecen a la relación dosis-efecto de naturaleza probabilística; estos efectos son siempre diferidos, o sea pueden transcurrir varios años o varias decenas de años entre la exposición y la aparición de la lesión. Entre estos efectos se encuentran: principalmente, la aparición de enfermedades degenerativas y los efectos hereditarios.

LIMITE: Es el valor de una magnitud que no debe superarse.

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bastadtenPo



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PA-3. "Determinación de los Límites y Niveles de Referencia."

NIVEL DE RADIACIÓN: 1) La emisión y propagación de energía a través del espacio o a través de un medio material en la forma de ondas elásticas o de sonido. El término de radiación o energía radiante, cuando no tiene un calificador, usualmente se refiere a radiación electromagnética. Esta radiación es comúnmente clasificada, de acuerdo a su frecuencia, como hertziana, infrarroja, visible (luz), ultravioleta, rayos X y rayos gamma. 2) Por extensión se aplica a la emisión corpuscular, tal como la radiación alfa y beta, mezcla de rayos o de tipo desconocido, como es la radiación cósmica.


Limites de dosis para Personal Ocupacionalmente Expuesto y para público:

Para satisfacer la limitación de dosis se deben establecer valores límites y niveles de referencia como se indica a continuación, de acuerdo al sistema de limitación de Dosis propuesto por la ICRP.

Un nivel de referencia no es un límite, sino el valor de una magnitud que sirve para decidir una conducta adecuada.

LÍMITES:

0 Límites primarios.- Se aplican al equivalente de dosis, que es la magnitud que cuantifica el posible efecto deletéreo para la salud.

0 Límites secundarios.- Se usan cuando no se puede aplicar directamente el límite primario; por ejemplo, se aplican a la cantidad de un radionúclido incorporado al organismo

0 Límites derivados.- Se relacionan con los límites primarios mediante un modelo definido, tal que si se satisfacen los límites derivados es casi seguro que se satisfacen los límites primarios; por ejemplo, la concentración de un radionúclido en el aire.

0 Límites autorizados: Son los que establece la Autoridad competente para cualquier magnitud y, en general, son menores a los límites primarios o a los derivados.

NIVELES DE REFERENCIA:

0 Nivel de registro.- Es el valor de una magnitud por encima del cual la información de interés suficiente para su registro y conservación.

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casaabertadtenpo



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0 Niveles de investigación.- Es el valor que se considera suficientemente importante para justificar una investigación de las causas por las que se rebasó.

0 Niveles de intervención.- Es el valor que de superarse indica una situación que requiere tomar medidas correctivas.

Todos los valores de los diferentes niveles deben ser establecidos por el Responsable de Seguridad Radiológica de acuerdo con la situación particular que prevalezca.

Límites para Personal Ocupacionalmente Expuesto (POE).- El límite de equivalente de dosis efectivo anual para POE es de 50 mSv (5 rem) para los efectos estocásticos. El límite anual de equivalente de dosis para los efectos determinísticos (no estocásticos) es de 500 mSv (50 rem) para los distintos órganos y tejidos, excepto para el cristalino, para el cual es de 150 mSv (15 rem).

Límites para el público.- El límite de equivalente de dosis efectivo anual para individuos del público es de 5 mSv (0.5 rem) para los efectos estocásticos. El límite anual de equivalente de dosis para los efectos determinísticos (no estocásticos) es de 50 mSv (5 rem). Cuando los individuos del público pueden estar expuestos por periodos prolongados (años) el valor medio anual del equivalente de dosis se procurará que sea de 1 mSv (O. 1) rem.

Estos límites no se aplican a las dosis originadas por exposición médica ni por la radiación natural de fondo-


0 Medidor RATOF, SERIE 773596, S. Nr. M1611-901/10 0 Lector marca EBERLINE RAD OWL, MODELO RO-1, SERIE 957. 0 Dosímetros personales TLD.

6. PRECAUCIONES.

La finalidad de la Protección Radiológica es resguardar a los individuos, a sus descendientes, el medio ambiente y los bienes, de los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes. Por lo que se deben evitar los efectos determinísticos estableciendo límites muy por debajo de la dosis de umbral; en tanto que para los efectos estocásticos se adopta la hipótesis prudente de que para ellos no existe umbral y en consecuencia, incluso las dosis más bajas entrañan una cierta probabilidad de que ocurran esos efectos. En consecuencia es necesario fijar un nivel de riesgo que se considere aceptable.

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m

"ESCALA I1 DEL MONITOR RATOF" Distancia [cm.] 1 cm 5cm.

Rapidez deExposición 3 .O 1.6 [la]


ESCALA I DEL MONITOR "RATO/F" 10cm. 30cm: 100cm. 150cm. 200cm. 0.65 O. 14 0.05 0.03 0.02

m R / h m R / h m R / h m R / h m R / h m R / h m R / h

Hoja: 4 de 5 Casaabertadtarpo Versión: 1 UNIVERSIDAD AUTONOMA METROPOLITANA Octubre 1995


Una área puede estar contaminada por liberación accidental de material radiactivo y puede existir en muchas formas en laboratorios o instalaciones donde se manipule material radiactivo. En el caso del Laboratorio de Física Nuclear puede ser en forma de polvos debido al tipo de fuentes con que se menta. Otros factores importantes son: las clases y energías de las radiaciones que emanan del contaminante, las cantidades depositadas en las superficies, su composición física y química y cualquier fuerza externa que actúe sobre él.

7. INSTRUCCIONES.

Un programa de monitoreo debe ser lo suficientemente versátil para evaluar la situación

Para la determinación de los niveles de radiación se procederá a monitorear el Laboratorio real y para superar los obstáculos inertes.

como se describe en el Procedimiento Operativo-7 (PO-7).

Los lugares y objetos a monitorear serán:

1. Pisos 2. Mesa donde se manipulan las fuentes selladas 3. Equipo de limpieza, franelas y jergas. 4. Lavabos, tajas 5. Caja de seguridad cerrada 6. Todas las fuentes fuera de sus contenedores

Debido a la poca actividad de las fuentes con que cuenta el Laboratorio se consideró el caso extremo suponiendo que en alguna ocasión todas las fuentes estén fuera de su contenedor y de la caja fuerte (realmente se utiliza una por una). Las lecturas tomadas para todas las fuentes situadas a diferentes distancias son:

NOTA: Todas las fuentes del laboratorio con actividad calculada a la fecha del 30 de noviembre de 1995 son: Cs-137 [0.577 pCi.1, Cs-137 [desconocida], Co-57 [4.74~10-' pCi.1, Ba-133 E0.232 pCi.1, Co-60 [0.436 pCi.1, Cs-137 [4.325 pCi.1, T1-204 [0.314 pCi.1, Sr-90 [0.0855 @.I, Po-2 1 O [ 9.67x10-' pCi], "Kit" de elemento desconocido y actividad desconocida.

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Las lecturas de Rapidez de Exposición para todas las hentes radiactivas dentro de la caja blindada en los puntos que se indican a continuación son:

E .

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Otubre 30 de 1995 Octubre 3 O de 1995

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Octubre 30 de 1995

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Casaabertadtqla



Octubre 1995

PA-4. "Seguridad Física en la Zona de Almacenamiento y Uso de las fuentes de Radiación Ionizan te "

1. OBJETIVO.

Describir como debe proceder el Personal ocupacionalmente Expuesto (POE), para evitar riesgos y altas exposiciones tanto a su persona como a los estudiantes y público en general cuando se manipule con fuentes de radiación ionizante, así como su almacenamiento.

2. REFERENCIAS.


0 Martín Alan y Harbison Samuel; An Introduction to Radiatión Protection, Chapman and Hall, london, New York, Second Edition, Reprinted 1982.

0 MANIPULACIÓN SIN RlESGO DE LOS RADIONÚCLIDOS; OIEA, VENA (Edición de 1973).

3. DEFINICIONES.

EQUIVALENTE DE DOSIS: Con fines de protección radiológica se ha encontrado conveniente introducir una magnitud fisica que correlaciona la dosis absorbida con los efectos con los efectos deletéreos más importantes de la exposición a la radiación, en particular en efectos estocásticos tardíos. El equivalente de dosis es la cantidad que resulta de la ecuación:

H = D Q N


FUENES DE RADIACIÓN IONIZANTE: Cualquier dispositivo o material que emita radiación ionizante en forma cuantificable.

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Versión: 1 Casaabertadtemn


A A

PA-4. "seguridad Física en la Zona de Almacenamiento y Uso de las fuentes de Radiación Ionizante "

RADIACIÓN IONIZANTE: Radiaciones de naturaleza electromagnética (fotones de rayos X o de rayos gamma) o de naturaleza corpuscular que pueden producir ionización al atravesar la materia.

LiMITE: Es el valor de una magnitud que no debe superarse.


Es necesario que el personal que utilice el material radiactivo cumpla con los siguientes puntos:

0

0

0

Haber cursado al menos preparatoria. Capacitarse en Seguridad Radiológica, con un curso teórico-práctico de almenos 40 hrs. Aprobando dicho curso Iniciar bajo la tutela de una persona capacitada y con experiencia por lo menos durante un año.


0 Medidor RATOF, SERIE 773596, S. Nr. M1611-901/10 0 Lector marca EBERLINE RAD OWL, MODELO RO-1, SERIE 957. 0 Dosímetros personales TLD. 0 Etiquetas con el Símbolo Internacional de Radiación.

6. PRECAUCIONES.

Verificar que el material que se va a depositar tenga la etiqueta con el Símbolo Internacional de Radiación, la descripción del isótopo que contiene, su estado físico, estado químico, la actividad y la dosis a contacto y a un metro. Conjuntamente con la firma del Responsable de Seguridad Radiológica

Verificar que se registra la fuente dentro de la lista de fuentes que se tienen almacenadas el la caja blindada y local correspondiente.

Utilizar el equipo de protección adecuado que propone en los procedimientos operativos donde se manipulen las fuentes radiactivas.

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Laboratorio de Física Nuclear Hoja: 3 de3


fioiA casaabertadtenpo

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PA-4. "Seguridad Física en la Zona de Almacenamiento y Uso de las fuentes de Radiación Ionizan te "

7. INSTRUCCIONES.

Para proporcionar seguridad a los alumnos y al Personal Ocupacionalmente Expuesto se procederá de la siguiente manera.

1) Usar el equipo adecuado cada vez que se use material radiactivo. 2) Portar dosímetro personal s i manipula material radiactivo o si permanece cerca de él. 3) Colocarse lo más retirado posible para realizar el monitoreo o la práctica con las fuentes

radiactivas 4) Cuando se usen las fuentes de Cs-137 y Co-60, se protegerá el usuario evitando colocarse

en la línea del haz de la fuente. Antes de mover estas hentes verificar que el obturador esté cerrado.

5) Deberán efectuarse pruebas de fuga a las hentes cada seis meses.


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PA-5. "Inspecciones y Auditorías Internas"

1. OBJETIVO.

Determinar mediante auditorías internas o inspecciones si la manera de proceder en el manejo de material radiactivo dentro de la instalación cumple con los lineamientos del sistema de seguridad establecidos por el Reglamento General de Seguridad Radiológica, así como el cumplimiento de las obligaciones del Permisionario y Responsable de Seguridad radiológica.

2. REFERENCIAS.


0 AMAURI GARCÍA R. "Auditorías Internas en Seguridad Radiológica", Trabajo de Seminario de Proyecto Terminal, Octubre, 1995.

3. DEFINICIONES.

AUDITOHA: Es el examen de los registros, documentos, programas y procedimientos relacionados con la Seguridad Radiológica de las instalaciones radiactivas, así como el inventario de material radiactivo o los equipos que lo contengan conforme a lo establecido a la autorización, permiso o licencia correspondiente.

INSPECCIÓN: El examen de las condiciones de seguridad-física y radiológica de una instalación radiactiva, sus sistemas, equipos y la aplicación de los procedimientos de operación, documentos y registros.

INSPECCÓN RADIACTIVA: Es la evaluación del peligro de radiación ocasionado por la producción, uso, relación, disposición o presencia de mateiial radiactivo u otras fuentes de radiación en un edificio o zona específica.

PERMISONARZO: Persona fisica o moral que posee la titularidad de la autorización, permiso o licencia expedidos por la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias para desarrollar una actividad autorizada por la misma.

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0 Es importante resaltar la importancia de las auditorías, pues éstas nos permiten ejecutar las medidas preventivas de seguridad establecidas en la Ley Reglamentaria del Artículo 27 Constitucional en Materia Nuclear y en el Reglamento General de Seguridad Radiológica, permitiendo comprobar las condiciones de seguridad fisica y radiológica de lugares donde se maneja material radiactivo.

0 Tomar en cuenta que las auditorías deberán tener lugar cuando se presenten una o más de las condiciones siguientes:

a) Cuando se considere necesario proceder a una evaluación independiente y sistemática de la eficacia de un Programa, Análisis de Riesgo, Plan de Emergencia, etc.

b) Cuando sea necesario determinar la efectividad de los procedimientos de operación de material radiactivo, antes de adjudicar un contrato o formular un pedido de compra. Conviene señalar que al realizar estas auditorías para evaluar las actividades en una Instalación Radiactiva, el grado de importancia que se le otorgue a la auditoría dependerá de las exigencias actuales del Reglamento General de Seguridad Radiológica.

c) Tras la adjudicación de un contrato, cuando haya transcurrido un periodo de tiempo suficiente para la puesta en práctica de la instalación y se considere oportuno determinar si la organización está llevando a cabo de modo adecuado las funciones definidas en el Manual de procedimientos, en los códigos y normas aplicable y otros documentos contractuales.

Cuando se efectúen modificaciones sustantivas que afecten al funcionamiento de ciertas partes del Manual de Procedimientos y de la misma Instalación, así como las reorganizaciones y las revisiones importantes de los procedimientos.

e) Cuando exista la sospecha de que la calidad de un elemento o servicio no alcanza el nivel previsto debido a deficiencias de los requisitos o de la puesta en ejecución de la instalación Radiactiva.

f) Cuando sea necesario comprobar la ejecución de las medidas correctoras necesarias.

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Versión: 1 CaSaabertadtempo


m PA-5. "Inspecciones y Auditorías Internas"

Periodicidad

Las auditorías internas de cada elemento de la Instalación Radiactiva deberán realizarse a intervalos regulares. La frecuencia de tales auditorías dependerá de la importancia de la actividad a que se refiera dicha Instalación. (Por ejemplo, las auditorías internas podrán realizarse anualmente, o con más frecuencia si la última auditoría realizada indica la necesidad de aumentar esa frecuencia).


0 Carpeta LEFORT 0 Manual de Procedimientos de Seguridad Radiológica 0 Documentación archivada que respalda la dosimetría del POE, hentes radiactivas, monitores, licencia, etc.

6. PRECAUCIONES.

0 Durante la inspección de la auditoría no interrumpir el proceso normal de trabajo del área.

0 Retomar a su lugar la documentación que se haya analizado.

7. INSTRUCCIONES.

Lista de puntos a verificar en el Laboratorio de Física Nuclear.

I.- Del Manual de Seguridad Radiológica (deberá verificarse que cuente con los todos los procedimientos que a continuación se enlistan, así como de que cuentan con el formato que exige la CNSNS.

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PA-5. "Inspecciones y Auditorias Internas"

I ) Procedimientos de operacion:

a) Recepción de las fuentes de radiación. b) Almacenamiento de las fuentes de radiación, c) Uso del equipo y/o dispositivo que contiene la fuente de radiación, cambio y remplazo de las fuentes de radiación, d) Dosimetría personal interna y/o externa, e) Calibración o verificación del equipo y/o dispositivo que contiene la fuente de radiación, f) Prueba de fuga a las fuentes selladas (toma de la muestra), g) Levantamiento de niveles de radiación, h) Operación de las fuentes radiactivas, i) Manejo, tratamiento, segregación o destino de las fuentes en desuso o de los desechos radiactivos generados.

2) Procedimientos administrativos:

a) Elaboración revisión y aprobación de los procedimientos, b) Determinación de las zonas (controladas, no controladas, restringidas), c) Determinación de los limites y niveles de referencia, d) Seguridad física en la zona de almacenamiento y uso de las fuentes de radiación, e) Inspecciones y auditorías internas, 0 Mantenimiento de registros, tales como:

- Dosimetría personal, - Calibraciones y/o verificaciones del equipo, - Inventario y control de las tuentes de radiación - Exámenes médicos del personal ocupacionalmente expuesto, - Prueba de fuga a las fuentes selladas, - Levantamiento de niveles de radiación, - Vertimiento de desechos radiactivos generados, - Entrenamiento y reentrenamiento del personal en materia de seguridad radiológica, etc.

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3) Procedimientos de emergencia:

a) Procedimientos para activar el plan de emergencia, b) Notificación al grupo de Seguridad Radiológica y/o Responsable de la Seguridad Radiológica de la ocurrencia de un incidente o accidente, c) Notificación a la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias y los reportes de incidentes o accidentes.

n.- De la Instalación Radiactiva:

1 ) planos de la instalación radiactiva, 2) límites colindantes de la instalación, 3) Señalamientos que indiquen la presencia de radiación, 4) Iluminación de la instalación radiactiva, 5) Mobiliario y equipo de laboratorio.

m.- Del Personal Ocupacionalmente Expuesto:

1 ) Identificación, 2) Conocimiento de sus responsabilidades, 3) Conocimiento del Manual de Procedimientos de Seguridad Radiológica, 4) Capacitación en Protección Radiológica 5) Programas y procedimientos de Seguridad Radiológica, 6) Si proporciona entrenamiento de capacitación para el POE, 7) Conocimiento y aplicación de los procedimientos para el uso seguro de las fuentes radiactivas, 8)Uso de accesorios, como: dosímetros, detectores, etc., 9) Conocimiento y aplicación de los procedimientos de emergencia, 10) Uso de accesorios como: dosímetros, detectores, etc'., 1 1 ) Si recibe apoyo de la empresa o institución, 12) Si conoce y le dan a conocer la dosis que recibe, 13) Exámenes médicos.

V.- Del equipo que contiene a las fuentes radiactivas.

1 ) Niveles de radiación a contacto y a un metro de los contenedores que albergan las fuentes. 2) Levantar inventario de contenedores.

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Cmaabatadtsipo



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1V.- De las fuentes radiactivas.

1) Facturas, 2) Certifica os de calibración,

4) Pruebas de fuga. 5) Inventario de material radiactivo. 6) Fecha de calibración de las fuentes. 7) Accesorios utilizados en el uso de las fuentes. 8) Procedimiento para la recolección, almacenamiento temporal y destino final de las fuentes en desuso.

3) Pruebas d e fiiga,

VI.- Del equipo detector de radiación.

1) Tipo, marca, modelo y número de serie. 2) Fecha de calibración. 3) Que cuente con etiqueta de calibración. 4) Condiciones de funcionamiento.


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Otubre 3 0 de 1995 Octubre 30 de 1995

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PA-6. "Mantenimientos de Registros"

1. OBJETIVO.

Contar con un sistema que permita tener acceso a todos los registros inherentes a la Seguridad Radiológica.

2. REFERENCIAS.


3. DEFINICIONES.

DOCUMENTOS PERMANENTES: Los documentos permanentes serán conservados por la organización responsable, o en nombre de ella, por lo menos durante la vida útil del elemento de equipo de que se trate, es decir mientras esté instalado en la Instalación Radiactiva. Los documentos permanentes son los que tienen clara utilidad para alcanzar uno o más de los objetivos siguientes:

a) Demostrar la capacidad de funcionamiento en condiciones de seguridad b) Permitir el mantenimiento, re elaboración, reparación, sustitución o modificación de un elemento de equipo c) Determinar la causa de un accidente o del mal funcionamiento de un elemento o equipo d) Proporcionar los datos de referencia necesarios para la inspección durante el servicio e) Facilitar el cierre definitivo.

DOCWENTOS NO PEMNENTES: Los documentos no permanentes son los que no hacen falta para cumplir los requisitos relativos a los documentos permanentes, pero son necesarios para demostrar que las actividades se han realizado de conformidad con los requisitos especificados.

FLOPPY: Es un disco flexible en donde se guardan datos en código binario para un sistema de cómputo electrónico.


La documentación correspondiente al Laboratorio de Física Nuclear se llevará a cabo de dos formas:

a) En discos floppy de 3 1/2" de alta densidad b) En carpetas LEFORT

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Se deben establecer dos categorías de documentos: los permanentes y los no permanentes con la finalidad de mantener un sistema de documentación ordenadamente archivada, ésto servirá de apoyo a las auditonas que se realicen a la instalación radiactiva.

1. Sistema de Documentación

1.1. Administración de documentos

I . 1.1. Elaboración de documentos

No es propósito de este punto especificar en detalle los documentos que han de elaborarse. Las especificaciones de diseño, documentos referentes a adquisiciones, procedimientos de ensayo, procedimientos operacionales u otros textos aplicables deberán estipular los documentos que hayan de ser elaborados por el grupo u organización responsable, que hayan de serle presentados, o que hayan de guardarse en nombre de ella. Los documentos pertinentes solo se considerarán válidos si están fechados, y si están sellados, rubricados, firmados o autentificados de alguna otra manera por personal facultadas para ello. Estos documentos pueden ser originales o bien copias. Todos ellos deberán ser legibles y completos, deberán permitir la identificación del elemento de equipo a que se refieran, y deberán ser de material adecuado para resistir el deterioro durante el tiempo de retención requerido.

I . 1.2. Índice

Los documentos deberán inscribirse en un índice, en el que se recomienda hacer constar, como mínimo, por cada documento:

0 El título del documento y el elemento de equipo o actividad a que se refiere; 0 La organización o persona que ha elaborado el documento; 0 El tiempo de retención del documento; 0 La ubicación del documento en el archivo.

Se recomienda que el método de indexación se establezca antes de la recepción del documento. Es aconsejable que el índice utilizado por las organizaciones para el archivo de los documentos facilite información suficiente para identificar tanto el documento como el elemento de equipo a que se refiere.

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2. Archivo

Antes de archivar los documentos en un lugar determinado de antemano, se establecerá por escrito los procedimientos aplicables, que es conveniente que comprendan por lo menos:

a) Una descripción de los lugares de los locales de archivo. b) Una descripción del sistema de clasificación que ha de utilizarse. c) Un método para verificar que los documentos recibidos están en conformidad con la nota de transmisión y que se encuentran en buen estado. d) Un método para verificar que los documentos concuerdan con su índice. e)Un método para llevar el control de los documentos sacados del archivo y dar cuenta de los mismos. 0 Un método para la clasificación de las correcciones o adiciones, para la anulación o eliminación de los documentos caducados.

3. Inspección

Se deberá establecer por parte de la grupo u organización responsable, o en nombre de ella, un servicio de inspección del sistema de documentación con la finalidad de cerciorarse de que los documentos ya recibidos se encuentran disponibles y correctamente archivados, y de que el sistema de control de documentación es satisfactorio, así mismo para cerciorarse de que se han incorporado las modificaciones y correcciones de la información especificada en los respectivos documentos resultantes de las actividades de mantenimiento, reparación y corrección de anomalías.


0 Carpeta LEFORT 0 Floppy de 3 1/2" de alta densidad

6. PRECAUCIONES.

Toda la información se mantendrá viva por un mínimo de 5 años, salvo la información referente a informes médicos que se mantendrá por 20 años.

E n el anexo A del presente procedimiento se muestran ejemplos de categorías de retención de algunos documentos.

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Caraabertadtsrpo



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7. INSTRUCCIONES.

Se guardará la información en archivos con nombre fácil de relacionar con cada parte que conforma la instalación radiactiva, por ejemplo "MATRAD" (material radiactivo), etc. Por otro lado deberá archivarse toda la documentación en carpetas LEFORT, plenamente identificadas mediante separadores que indiquen que tipo de documentos contiene cada sección, por ejemplo: Dosimetría Personal, Entrenamiento y Reentrenamiento del POE, Prueba de Fuga de Fuentes Selladas, Inventario de Fuentes Radiactivas, etc.

Un floppy se mantendrá anexo a la carpeta Lefort y sólo podrá ser actualizado por el Responsable de la Seguridad Radiológica. El segundo floppy se mantendrá bajo llave, en condiciones convenientes para conservación de la información como copia de seguridad o respaldo.

La actualización del floppy se deberá realizar al finalizar cada trimestre (estimado por el calendario escolar de la Universidad Autónoma Metropolitana- Iztapalapa).

8. ANEXOS.

Se encuentra el que contempla los tipos de Documentos y sus Categorías de Retención. " A" .

Formatos de cada uno de los registros inherentes a la Seguridad Radiológica. (Los formatos del I al 9 se localizan al final del Manual de Procedimientos en la SECCIÓN DE REGISTROS)

Formato 1 " Dosimetría Personal". Formato 2 "Calibración y/o Verificación del Equipo Detector de Radiación Ionizante". Formato 3 "Inventario y Control de Las Fuentes Selladas de Radiación Ionizante". Formato 4 "Exámenes médicos del Personal Ocupacionalmente Expuesto". Formato 5 "Prueba de Fuga a las Fuentes Selladas". Formato 6 "Lecturas de Niveles de Radiación". Formato 7 "Fuentes en Desuso". Formato 8 "Entrenamiento y Reentrenamiento del Personal Sobre Seguridad Radiológica" Formato 9 "Bitácora"

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"A" TIPOS DE DOCUMENTOS Y SLTS CATEGORÍAS DE RETENCI~N

La finalidad de este apartado es dar ejemplos de algunos documentos, con sus categorías de retención, referentes a los elementos de equipo y actividades relacionadas con la Seguridad Radiológica. Se da por supuesto que la nomenclatura y los tipos de documentos pueden variar de una organización a otra, y que la organización responsable puede muy bien optar por otras categorías de retención.

Tipos de documentos Permanente No permanente

1.

2.

3.

4.

Documentos de diseño Plano de ubicación de la instalación radiactiva Petición de modificación de la instalación Informe sobre el análisis de seguridad Procedimientos y manuales de diseño

Documentos de adquisiciones Procedimientos de adquisiciones Especificaciones sobre adquisiciones Documento de recepción

Documentos sobre fuentes y equipo generador de radiación Informes de disconformidad Documentación sobre inventario v salidas del almacén Informes de inspección a la recepción de los elementos de equipo

Calibración de fuentes radiactivas Pruebas de fuga de las fuentes selladas

Documentos sobre actividades en la etapa de puesta en práctica de la instalación radiactiva. Documentación sobre sucesos anormales Documentación sobre calificaciones, experiencia, entrenamiento y reentrenamiento del POE. Documentación sobre exposición radiológica de todo el POE y demás personas que entran en las ZOMS controladas Informes sobre auditonas Internas

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CaSaabertadtempo



Octubre 1995

Preparado por:

Roberto Amauri G




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Versión: O casaabetadtenipo


Lm

4.3 PROCEDIMIENTOS DE EMERGENCIA

Estos Procedimientos son implantados para responder a un incidente o accidente que involucre a las fuentes de radiación ionizante y mantener un nivel adecuado de seguridad radiológica durante cualquier tipo de incidente o accidente. Se indican de manera secuencia1 los pasos que deben seguirse, la nomenclatura para edentificarlos, consiste en utilizar la primer letra mayúscula de la sección correspondiente, seguida de un guión y el número correspondiente, seguido del nombre completo de dicho procedimiento; así por ejemplo para el Procedimiento 1 sera: PE-I. "Procedimiento para Activar el Plan de Emergencia", etc.

Los Procedimientos de Emergencia con que cuenta el Laboratorio de Física Nuclear de la UAMI son los siguientes:

PE- 1. "Procedimiento para Activar el Plan de Emergencia".

PE-2. "Notificación al Grupo de Seguridad Radiológica y/o Responsable de Seguridad Radiológica de la Ocurrencia de un incidente o Accidente".

P3-3. "Notificación a la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias y los Reportes de Incidente o Accidente".

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CaSaabertadtsnpo



Octubre 1995

PE-1. "Procedimiento para Activar el Plan de Emergencia"

1. OBJETIVO.

Determinar la forma en que se activará el plan de emergencia

2. REFERENCIAS.

COMISIÓN NACIONAL DE SEGURIDAD NUCLEAR Y SALVAGUARDIAS, "Reglamento General de Seguridad Radiológica". SEW-CNSNS, 1992.

0 AMAURI G. R., CORTÉS C. A., JESÚS A. E. "Análisis de riesgos en el Laboratorio de Física Nuclear" Universidad Autónoma Metropolitana, Depto. de IF". 1995.

3. DEFINICIONES.


DESCONTAMINACZÓN: Es la remoción de contaminantes radiactivos de superficies o equipo, por medio de limpieza o lavado con productos químicos. Es el proceso mediante el cual se reduce o se elimina la contaminación radiactiva superficial removible hasta bajar la radiactividad a cantidades menores a 4 X lo3 Bq / m2 ( lov5 , K i / cm2) en caso de emisiones beta

y gamma, o 4 X lo2 Bq / m2 (lo4 pCi / cm2), en el caso de emisiones alfa.

EibIERGENCIA: Acto, omisión, situación o suceso que ocasiona un riesgo importante, para cuyo control o eliminación es necesario emprender acciones correctivas inmediatas.

RESPONSABLE DE LA SEGURIDAD RADIOLÓGICA: Persona calificada y autorizada por ei Organismo Reglamentador asignada a una instalación nuclear o radiactiva, para Vigilar e implantar el cumplimiento de las normas que en materia de Protección Radiológica se tengan

PERMISIONARIO: Persona fisica o moral que posee la titularidad de la autorización, permiso o licencia expedidos por la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias, para desarrollar una actividad específica.

PLAN DE EMERGENCIA: Documento en el cual se establecen las acciones básicas que deben tomarse durante una situación de emergencia, para mitigar sus consecuencias hasta alcanzar una situación de normalidad. Todo esto, de acuerdo a las Normas, recomendaciones y disposiciones en materia de Seguridad Radiológica, industrial y fisica.

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Versión: 1 Octubre 1995 UIVF,RSIDAII AUTONOMA METROPOLITANA



Para limitar la exposición del POE y del público en general es necesario contar con un Plan de Emergencia detallado cuyos objetivos sean: mantener la dosis lo más baja posible, controlar rápidamente la situación y obtener la información sobre las posibles causas y consecuencias que generan el incidente o accidente.

Conocer detalladamente el contenido del Plan de Emergencia.

El primer paso para activar el Plan de Emergencia es "avisar al Grupo de Seguridad Radiológica o al Responsable de Seguridad Radiológica". En el anexo de este procedimiento se encuentran las direcciones de personas a las que se les podrá avisar en caso de cualquier incidente o accidente.

Tener en cuenta que los Riesgos y Desastres Probables en el Laboratorio de Física Nuclear son los siguientes:

Vigilar que el personal use el equipo de seguridad y porte su dosímetro.

RIESGOS PROBABLES:

I) Extravío de fuentes radiactivas 11) Robo de fuentes radiactivas 111) Fuga de fuentes radiactivas IV) Ingestión de una fuente radiactiva

DESASTRES PROBABLES

A) Inundación B) Incendio C) Terremoto


0 Plan de Emergencia. 0 Dosímetros personales. 0 Monitor de radiación.

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casaabertadtenpo



Octubre 1995


6. PRECAUCIONES.

0 Cerciorarse de que realmente ha ocurrido un caso de emergencia donde se observe que sucedió un incidente o accidente para evitar dar una falsa alarma.

0 Tomar las cosas con calma para evitar alarmar a la comunidad universitaria.

En caso de estar en riesgo cualquier persona tomar medidas preventivas para evitar una . . . . exposición innecesaria

7. INSTRUCCIONES.

Procedimientos de seguridad que se deben seguir en caso de accidente y10 emergencia.

E n cualquiera de los casos de desastre se procederá de la siguiente forma:

1. Dar aviso a la CNSNS y al grupo de Seguridad Radiológica.

2. Delimitar el área.

3. Vigilar que el personal utilice el equipo de seguridad y porte su dosímetro.

4. Monitorear el área, registrando los niveles de dosis, de ser posible iniciar la descontaminación.

5. Vigilar que no haya acceso al área.

PROCEDIMIENTOS QUE SE DEBEN SEGUIR EN CASO DE:

í) EXTRA KfO DE FUENTE RADUCTIVA

0 Impedir el acceso al laboratorio del personal.

0 Búsqueda superficial a cargo del responsable de seguridad radiológica.

0 Monitoreo de la zona de trabajo y del laboratorio.

0 En caso de que no se localice la fuente, se procederá como si fuera robo de fuente radiactiva.

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AA Laboratorio de Física Nuclear

Caraabertadlempo



Octubre 1995


ro ROBO DE FUENTE RADIACTIVA

0 Dar aviso a la sección de vigilancia de la Universidad Autónoma Metropolitana, hacer de su conocimiento que se trata de material radiactivo, y solicitar su ayuda. La ubicación de la sección de vigilancia y el nombre de se representante se encuentra en el anexo de este procedimiento.

0 Comunicar a la comunidad universitaria del hecho, haciendo hincapié que se trata de material radiactivo peligroso; en caso de que tengan información disponible, dar parte a la sección de vigilancia, al grupo de seguridad radiológica o directamente a la CNSNS.

IIo FUGA DE FUENTE RADUCTZVA

0 Verificar que realmente existe fuga de material radiactivo.

0 Verificar si hay contaminación radiactiva del personal o de la zona de trabajo que estuvo en contacto con la fuente.

0 En caso de contaminación se usará la siguiente rutina:

a) Antes de cualquier actividad, ponerse ropa de trabajo, usar equipo de protección, monitorear el área para delimitar la región contaminada y restringir la zona, marcándola con anuncios que eviten el paso a personal no autorizado.

b) Lavar primeramente con agua evitando el uso de estropajo.

c) Lavar con agua y jabón, detergente y/o un agente humectante; evitando estropajeo, es decir, no se debe tallar fuertemente.

d) Si los puntos anteriores no dan resultado, se deben emplear descontaminantes especiales, tales como agentes complejos, por ejemplo, el Radiowash. Este tipo de descontaminantes se deberán tener en el equipo de emergencia del laboratorio.

Para poder efectuar cualquier operación con material radiactivo, se revisará que el personal porte su dosímetro, se verificará el, estado de baterías y del monitor de radiación que usará, se protegerá el monitor con una bolsa de plástico y se usarán guantes, lo anterior como medida de precaución pues se desconoce si una &ente sellada se ha dañado.

UNIDAD IZTAPAWA Av. Michoacán y La Purísima, Col. Vicentina, 09340 México, D.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 61 2 0885

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Caraabatadteipo



Octubre 1995

PE-I. "Procedimiento para Activar el Plan de Emergencia''

En caso de que no haya contaminación, pero la fuente se encuentre fuera de su cápsula, se procederá a encapsularla con unas pinzas, de no ser posible se colocará un blindaje especial y se reportará del accidente al I" o a la CNSNS para procedan al encapsulado de la fuente.

zv I N G E S T I ~ N DE FUENTE RADZACTZVA

0 Dar aviso a la sección de Servicios Médicos de la Universidad, haciendo hincapié en que trata de material radiactivo, trasladar al paciente inmediatamente al hospital de la Raza del IMSS.

0 Para los casos de desastre, se deberán seguir los procedimientos comunes de emergencia, tales como: guardar la calma, no' correr, etc., los cuales se encuentran especificados en los letreros correspondientes colocados dentro del laboratorio.

A) ZNUNDACZÓN

Verificar si las fuentes se encuentran dentro de la caja blindada. En caso de que las fuentes se encuentren fuera de la caja blindada, se procederá como en el caso de extravío de &ente, en el caso de contaminación, se procederá a descontaminar como se mencionó con anterioridad y teniendo en cuenta que el agua contaminada deberá ser vertida en el cárcamo.

B) INCENDIO

Verificar que las fuentes se encuentren dentro de la caja blindada. En su defecto, proceder como en el caso de extravío de fuente, y si la situación lo amerita, como en el caso de contaminación de material radiactivo. '

Q TERREMOTO

Verificar que las fuentes se encuentran dentro de la caja fuerte. En su defecto, proceder como en el caso de extravío de fuente, y de ser necesario, como en el caso de contaminación de material radiactivo. En el caso de que las fuentes se encuentren dentro de la caja, verificar la integridad de la misma, si no es así, se construirá un blindaje provisional que contendrá las fuentes mientras la caja es sustituida.

UNIDAD lZTAPALAPA Av. Midioacán y La Purísima. Coi. Vicentina. 09340 México, D.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 612 0885 110




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8. ANEXOS.

NOMBRE DIRECCI~N Y TELEFONO DE AQUELLAS INSTITUCIONES O

ACCIDENTE RADIOL~GICO PERSONAS A QUIENES SE LES DEBE AVISAR EN CASO DE INCIDENTE Y/O

En caso de accidente radiológico deberá avisarse:

En primer lugar al responsable de Seguridad Radiológica del Laboratorio de Física Nuclear:

M. en C. Jesús Arias Estrada Hueltaco No. 68 col. San Andrés Tetepilco C.P. 09440 Iztapalapa, D.F. tel. particular 5-32-44-79 tel. en la UAM 7-24-46-44

Los teléfonos del Área de Ingeniería de Procesos e Hidráulica la Universidad Autónoma Metropolitana son: 7-24-46-44 y 7-24-46-48

Dirigirse también a las siguientes personas de la Universidad Autónoma Metropolitana del Área de Ingeniería de Procesos e Hidráulica.

Dr. Juan José Ambriz Garcia Jefe del Área de Ingeniería de Procesos e Hidráulica Guadalupe Victoria No. 13 col. Guadalupe del Moral C.P. 09300. tel. particular: 6-94-58-37 tel. en la UAM: 7-24-46-44

M.I. Hugo Jarquín C. Coordinador de Laboratorios de Docencia del Departamento de Ingeniería de Procesos e Hidráulica Tel. particular 6-75-80-91 tel. en la UAM 7-24-46-48

UNIDAD IZ lAPAPA Av. Michoacán y La Purisima. Col. Vicantina. 09340 México. D.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 612 0885 111


CaEaabatadlenpo



Octubre 1995


Simultáneamente se deberá dar aviso a la comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias.

Dr. Barragán 779 Col. Narvarte C.P. 03020 México, D.F. teléfono 5-90-20-98

En caso de lesiones se podrá acudir al Hospital de la Raza, del IMSS.

Si una fuente es robada se deberá informar a la sección de vigilancia, planta baja edificio "D" cubículo O 17 con:

Lic. Eliceo Camberos Ramírez Jefe de la Sección de Servicios Auxiliares de la Universidad Autónoma Metropolitana tel. 7-24-48-94 y 7-24-48-95

Preparado por:

Roberto Amauri G



UNIDAD IITAPALAPA Av. Michoacán y La Purísima, Col. Vicentina. 09340 México, D.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX. (5) 612 0885

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Casaabertadlaipo



Octubre 1995

PE-2. "Notificación al Grupo de Seguridad Radiológica y/o Responsable de Seguridad Radiológica".

1. OBJETIVO.

Dar a conocer a quien y donde notificar en caso de presentarse incidentes o accidentes radiológicos.

2. REFERENCIAS.

. COMISIÓN NACIONAL DE SEGURIDAD NUCLEAR Y SALVAGUARDIAS, "Reglamento General de Seguridad Radiológica". SEMIP-CNSNS, 1992.

3. DEFINICIONES.


EMERGENCIA: Acto, omisión, situación o suceso que ocasiona un riesgo importante, para cuyo control o eliminación es necesario emprender acciones correctivas inmediatas.

RESPONSABLE DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA: Persona calificada y autorizada por el Organismo Reglamentador asignada a una instalación nuclear o radiactiva, para Vigilar e implantar el cumplimiento de las normas que en materia de Protección Radiológica se tengan

PERMISIONARIO: Persona física o moral que posee la titularidad de la autorización, permiso o licencia expedidos por la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias, para desarrollar una actividad específica.


0 Contar con la certeza de que ha ocurrido un accidente o que ha sucedido un incidente que involucre a la Instalación o material Radiactivo.

5. MATERIAL Y EQUIPO.No aplica

UNIDAD IZTAPAUPA Av. Michoacán y La Purísima, Coi. Vicentina, 09340 México, D.F. Tei.: 724-4600 TELEFAX: (5) 61 2 0885

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Casaabertadtenpo


"


PE-2. "Notificación ai Grupo de Seguridad Radiológica y/o Responsable de Seguridad Radiológica".

6. PRECAUCIONES.

Anotar los datos requeridos para transmitir el aviso, tales como:

0 Edificio donde se localiza el Laboratorio de Física Nuclear 0 Número del Laboratorio 0 Cual es el accidente o incidente detectado 0 Intervenir en el accidente solamente si no se pone en riesgo la integridad fisica de su

persona o si conoce como atacar dicho siniestro.

7. INSTRUCCIONES.

Una vez detectado el accidente o incidente localizar inmediatamente al Responsable de la Seguridad Radiológica o a las personas que a continuación se mencionan:

M. en C. Jesús Arias Estrada Hueltaco No. 68 col. San Andrés Tetepilco C.P. 09440 Iztapalapa, D.F. tel. particular 5-32-44-79 tel. en la UAM 7-24-46-44

Los teléfonos del Área de Ingeniería de Procesos e Hidrái;,,¿a la Un,Jersidad Autónoma Metropolitana son: 7-24-46-44 y 7-24-46-48

Dirigirse también a las siguientes personas del Área de Ingeniería de Procesos e Hidráulica, edificio "T", segundo piso, cubículo 260.

Dr. Juan José Ambriz García Jefe del Área de Ingeniería de Procesos e Hidráulica Guadalupe Victoria No. 13 col. Guadalupe del Moral C.P. 09300. tel. particular:: 6-94-58-37 tel. en la UAM: 7-24-46-44

UNIDAD IZTAPALAPA Av. Míchoacán y l a Purísima, Coi. Vicentina, 09340 Mdxim, D.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 612 0885

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Versión: 1 U NIVERSIDAD AUTONOMA METROPOLITANA Octubre 1995

PE-2. "Notificación al Grupo de Seguridad Radiológica y/o Responsable de Seguridad Radiológica".

M.I. Hugo Jarquín C. Coordinador de Laboratorios de Docencia del Departamento de Ingeniería de Procesos e Hidráulica Tel. particular: 6-75-80-91 tel. en la UAM: 7-24-46-48

Si una fuente es robada se deberá informar a la sección de vigilancia, planta baja edificio "D" 017 con:

Lic. Eliceo Camberos Ramírez Jefe de la Sección de Servicios Auxiliares de la Universidad Autónoma Metropolitana tel. 7-24-48-94 y 7-24-48-95


Preparado por:

Roberto Amauri G

Revisado por:

Otubre 30 de 1995 Octubre 30 de 1995

Aprobado por:

Octubre 30 de 1995

UNIDAD UTAPAIAPA Av. Michoacán y La Purísima, Col. Vicentina, 09340 México, D.F. Tel.: 724-4600 TEEFAX: (5) 612 0885 115

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casaabertadtarpo Versión: 1 UNIVERSIDAD AUTONOMA METROPOLITANA Octubre 1995

PE-3. "Notificación a la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y salvaguardias y Reporte del Incidente o accidente"

1. OBJETIVO.

Describir los pasos para notificar a la CNSNS, así como mostrar en qué términos deberá elaborarse un reporte en el caso de que ocurra un incidente o accidente con material radiactivo.

2. REFERENCIAS.


0 Radiological Health: Radiological Healt Handbook, ed 1970. U.S. Departament o f Health Education and Welfare.

3. DEFINICIONES.


EiMERGENCIA: Acto, omisión, situación o suceso que ocasiona un riesgo importante, para cuyo control o eliminación es necesario emprender acciones correctivas inmediatas.


H = D Q N


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casaabertadtenpo



Octubre 1995


EQUIVALENTE DE DOSIS EFECTIVO (HE): Se emplea para evaluar el posible daño a la salud debido a la irradiación total del cuerpo, se calcula como:

T

donde HT es el equivalente de dosis para el tejido T y WT es el factor de ponderación para ese tejido.

RESPONSABLE DE LA SEGURIDAD RADIOLÓGICA: Persona calificada y autorizada por el Organismo Reglamentador asignada a una instalación nuclear o radiactiva, para vigilar e implantar el cumplimiento de las normas que en materia de Protección Radiológica se tengan

PERMISIONARIO: Persona fisica o moral que posee la titularidad de la autorización, permiso o licencia expedidos por la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias, para desarrollar una actividad específica.

PLAN DE EMERGENCIA: Documento en el cual se establecen las acciones básicas que deben tomarse durante una situación de emergencia, para mitigar sus consecuencias hasta alcanzar una situación de normalidad. Todo esto, de acuerdo a las Normas, recomendaciones y disposiciones en materia de Seguridad Radiológica, industrial yfisica.


0 Curso de Seguridad Radiológica 0

0

0

Estar enterado del incidente o accidente a reportar Estar registrado ante la CNSNS como RSR o .POE Estar autorizado por el Permisionario

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casaabprtadtenpo



Octubre 1995


5. MATEFUAL Y EQUIPO

0 Equipo de monitoreo 0 Equipo de Seguridad Radiológica 0 Manual de Procedimientos de Seguridad Radiológica 0 Pian de Emergencia 0 Etiquetas con el Símbolo Internacional de Radiación

6. PRECAUCIONES.

O En caso de presentarse un accidente aplicar el Plan de Emergencia para controlar la situación e investigar sobre las causas y consecuencias del accidente, posteriormente hacer el reporte correspondiente.

7. INSTRUCCIONES.

1) El informe por escrito que se deberá entregar a la CNSNS durante las siguientes 24 horas debe contener:

Descripción del accidente ocurrido; Causas probables del mismo; Fuente de radiación involucradas y en su caso, cantidad, forma física y química del material radiactivo liberado; Acciones inmediatas que se tomaron y personas que intervinieron en ellas; Estimación del equivalente de dosis recibido por el POE; Estimación del equivalente de dosis recibido por el público 'que resultó expuesto; Datos de las personas involucradas en el accidente, tales como: nombre, Domicilio, teléfono, sexo, fecha de nacimiento, ocupación, número de filiación del IMSS o del ISSSTE y relación con el permisionario; La forma del permisionario y del Responsable de Seguridad Radiológica al margen de cada una de sus hojas y al calce de la última.

UNIDAD InAPALAPA ,

Av. Michoacán y La Purísima, Col. Vicantina. 09340 México. D.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 612 0885 118

Laboratorio de Física Nuciear

Cmaabatadtenpo



Octubre 1995


2) El informe por escrito que deberá entregar a la CNSNS durante los siguientes 15 días hábiles del accidente radiológico deberá contener:

Descripción del accidente, magnitud del mismo y causas específicas que lo motivaron; Descripción de marca, modelo, número de serie, forma física y química de las fuentes de radiación involucradas y en su caso, la cantidad liberada al ambiente de material radiactivo; Acciones que se tomaron para el manejo y control del accidente, personas que lo llevaron a cabo y cálculo del equivalente de dosis recibido por las mismas; Medidas que se tomaron para evitar que el accidente se repita; Cálculo del equivalente de dosis efectivo recibido por el POE debido ai accidente; Cálculo del equivalente de dosis efectivo recibido por miembros del público que resultaron expuestos debido al accidente.; Datos de las personas involucradas en el accidente, tales como: nombre, domicilio, teléfono, sexo, fecha de nacimiento, ocupación, número de filiación del IMSS o del ISSSTE y relación con el Permisionario. Firma del Permisionario y del Responsable de Seguridad Radiológica al margen de cada una de sus hojas y al calce de la última.


Preparado por:

Roberto Amauri G



UNIDAD IZTAPALAPA Av. Michoacán v La Purísima, Col. Vicentina, 09340 México, D.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 612 0885

119


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Octubre 1995 ~~

MANUAL DE PROCEDIMIENTOS DE SEGURIDAD RADIOL~GICA

SECCIÓN DE REGISTROS

UNIDAD IZTAPALAPA Av. Michoacán y La Purísima, Col. Vicentina, 09340 México. D.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 612 0885 120

SECCIÓN DE REGISTROS Formato No. 1

Dosis lectura DOSIS acumulada directa con con fondo fondo mR mR

Dosis acumulada de 199 Lectura de fondo

REPORTE ANUAL 199-

Dosis lectura directa sinfondo

mR

marzo abril

sin fondo

I

enero febrero

~

mavo I junio iulio

septiembre octubre noviembre diciembre dosis acumulada de 199

Nombre del POE:

RFC:

Dosímetro No.:

121

Q) U

Q .I

g

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UNIVERSIDAD AUTÓNOMA METROPOLITANA Formato No. 3

"INVENTARIO Y CONTROL DE LAS FUENTES SELLADAS"

RAZÓN SOCIAL: Hoja de

LICENCIANo.: EXPEDIENTE:

NO. Otic10 de Irnportaaón

Responsable de Seguridad Radiológica Fecha Representante Legal

NOTA 1 Para todas las fuentes de nuevo registro anexar copias de la w a de decamento Y certificado de prueba de fuga NOTA 2 Este reporte deberá ser enviado a la CNSNS toda vez que emu cambio en el mventano del rnatenal radiactivo

123

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UNIVERSIDAD A U T ~ N O M A METROPOLITANA Formato No. 9

RADION~CLIDO ACTIVIDAD MARCA Y NO. DE TOTAL SERIE

RAZÓN SOCIAL: Hoja de

LICENCIA No.: EXPEDIENTE:

FORMA FÍSICA FECHA DE FABRICACI~N

FECHA: . HORA: r- NOMBRE DE LA PRÁCTICA

Rapidez de Exposición registrada:

1) A 5 cm. de la fuente radiactiva: 2) A 1 m. de la fuente radiactiva:

Incidentes u observaciones: I

Responsable de Seguridad Radiológica

129


UNIVERSIDAD AUTÓNOMA METROPOLITANA IZTAPALAPA

ÁREA DE INGENIER~A EN RECURSOS ENERGÉTICOS

INFORME DE SEGURIDAD RADIOLOGICA

PARA LA OBTENCIÓN DE:

LICENCIA DE uso Y POSESI~N DE MATERIAL RADIACTIVO

LABORATORIO DE FÍSICA NUCLEAR

ROBERTO AMAURI GARCÍA ALEJANDRO CORTÉS CARMONA JESÚS ARIAS ESTRADA

FECHA JULIO DE 1995.

Laboratorio de Física Nuclear m A casaabertadienpo


Octubre 1995

Informe de Seguridad radiológica.

2.3 Fuentes de Radiación. 2.3.1 Características Físicas. 2.3.2 Características Químicas. 2.3.3 .Características Radioquímicas.

2.4 Características de Diseño en lo Relativo a la Protección Radiológica. 2.5 Estimación de los Equivalentes de Dosis. 2.6. Programa de Protección Radiológica.

2.7 Análisis de Riesgos y Plan de Emergencia. 2.7.1 Pérdida de Material Radiactivo. 2.7.2.Contaminación de Personas, de Equipo o de cualquier Área u objeto. 2.7.3 Derrames o Vertimentos no Controlados de Materiales Radiactivos. 2.7.4 Liberación no Controlada de Efluentes Radiactivos Liquidos o Gaseosos. 2.7.5 Incendio Total o Parcial del almacén de Material Radiactivo. 2.7.6 Explosión.. 2.7.7 Robo de Fuentes Radiactivas. 2.7.8 Malos Hábitos en la Manipulación del Material Radiactivo. 2.7.9 Deterioro o mal Funcionamiento de Equipos Accesorios. 2.7.10 Carencia o mal Funcionamiento de los Equipos.

2.8 Impacto Ambiental. 2.9. Actividades al Finalizar la Investigación.

2.10 Memoria analítica de Cálculo.

REFERENCIAS BIBLIOGRÁFICAS

ANEXOS I Planode la Plantaaja del Edificio de CBI ('IT") I1 Señalización de las Zonas en el Laboratorio de Física Nuclear. I11 Organización de la UAMI. IV Prácticas y/o Experimentos desarrollados en el Laboratorio de Física Nuclear V Plan de Emergencia VI Curriculum Vitae del Representante Legal (Permisionario) VII. Curriculum Vitae del Responsable de Seguridad Radiológica y POE.

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M I C E GENERAL

1. DE LA INSTALACI~N Y DE LA ORGANIZACI~N. 1.1 Descripción general.

1.1.1 Especificaciones Generales. 1.1.2 Identificación de los Participantes en el Proyecto.

1.2 Selección del Sitio y Descripción de sus Características. 1.3 Descripción de la Instalación.

1.3.1 De la instalación. 1.3.1.1 Distribución de Zonas. 1.3.1.2 Equipo.

1.4 Descripción de las Actividades Propuestas. 1.5 Seguridad Física. 1.6 Organización del Solicitante.

1.7 Programa de Garantía de Calidad. 1.7.1 Procedimientos de Trabajo. 1.7.2 Capacitación del Personal. 1.7.3 Vigilancia Ambiental. 1.7.4 Manejo de ia Información. 1.7.5 Programa de Protección Radiológica. 1 .7.6 Equipo y Procedimiento de Emergencia.

2. DE LA PROTECCI~N RADIOL~GICA.

2.1 Políticas de la Seguridad Radiológica. 2.2 Del grupo de Seguridad Radiológica.

2.2.1 El grupo de seguridad radiológica. 2.2.1.1 Rector de la UAMI. 2.2.1.2 Jefe del Área de Ingeniería en Recursos Energéticos. 2.2.1.3 Responsable de Seguridad Radiológica.

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m A


1. DE LA INSTALACI~N Y DE LA ORGANIZACI~N.

I . I Descripción general.

1.1.1 Especificaciones Generales.

La instalación en la que se emplearán las fuentes radiactivas (fuentes selladas) es el Laboratorio de Física Nuclear de la carrera de Ingeniería en Energía, ubicado en la planta baja del edificio "T" de la Universidad Autónoma Metropolitana Unidad Iztapalapa.

1. Proyecto : Realización de prácticas correspondientes a la material de Física Nuclear

2. Empresa: UNIVERSIDAD AUTÓNOMA METROPOLITANA.

3. Domicilio: AVENIDA MICHOACÁN Y PURÍSIMA, COL. VICENTINA, C.P. 09340, IZTAPALAPA, D.F.

4. No se aplica.

5. No se aplica.

6. Características de la docencia.

El material radiactivo se empleará en el desarrollo de practicas de laboratorio, destinadas a complementar los conocimientos adquiridos en la materia de Física Nuclear. Las prácticas están enfocadas al manejo de técnicas para la medición de parámetros nucleares, calibración y uso del equipo e Instrumentación Nuclear.

6a. No se aplica. 6b. No se aplica.

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7. Programa de la Docencia.

El programa de docencia que se desarrollará en el laboratorio de fisica Nuclear consiste en desarrollar las siguientes experimentos de laboratorio:

1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8. 9. 1 o.

11. 12.

Uso de los Instrumentos Básicos en Sistemas de Detección Nuclear, Parte I. Uso de los Instrumentos Básicos en Sistemas de Detección Nuclear, Parte 11. Detector Geiger-Müller. Estadística de Conteo. Preamplificadores y amplificadores nucleares. Espectrometría de Rayos Gamma con Detector de Na I (Tl). Espectrometría de Resolución Alta para Rayos Gamma. Determinación de la Vida Media de un Radioisótopo Espectrometría Alfa con Detectores de Barrera Superficial. Determinación del Coeficiente de Atenuación en Materiales Homogéneos y Heterogéneos. Estimación de la Actividad de un Emisor Gamma (Cs-137). Sistema de Coincidencia Simple.

8. Existe una persona invoiucrada directamente en dichas prácticas (más 10 alumnos en promedio que estén inscritos a la unidad de enseñanza aprendizaje ).

9. No se aplica.

10. No se aplica.

11. No se aplica.

12. Solo hay un trabajador en el Laboratorio de Física Nuclear y es el Responsable de Seguridad Radiológica.

1.1.2 No se aplica.

1.2 No se aplica.

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I . 3 Descripción de la Instalación.

1.3.1 De la instalación.

La instalación destinada para la realización de experimentos es el "Laboratorio de Física Nuclear", ubicado en la planta baja del edificio "T" (T-020 y T-021) al cual se tiene acceso por dos puertas que se encuentran en el corredor principal de dicho edificio. (Ver anexo I y 11).

1.3.1.1 Distribución de Zonas.

Las zonas que a continuación se mencionan no tienen los niveles de radiación que se estipulan en el Reglamento General de Seguridad Radiológica, pero se ha tomado esta distribución para tener un control de la Instalación Radiactiva, debido a las características donde se localiza este laboratorio.

La entrada (T-020) al laboratorio de Física Nuclear se encuentra delimitada por franjas color azul marino en el piso, existe un señalamiento con el símbolo internacional de radiaciones en color azul marino sobre fondo blanco con una leyenda en la parte superior de "Zona Controlada'' y en la parte inferior "Acceso Reglamentado". (Ver anexo 1).

La zona de almacenamiento de material radiactivo está localizada a un costado del laboratorio. La entrada a este lugar está delimitado por franjas color magenta en el piso, existe un señalamiento con el símbolo internacional de radiaciones en color magenta sobre fondo amarillo con una leyenda en la parte superior de "Zona Restringida" y en la parte inferior "Acceso con Autorización". El material radiactivo se encuentra en una caja tuerte blindada, la cual contiene una etiqueta para "Fuentes Radiactivas". (Ver anexo 11).

La entrada (T-021) al Laboratorio está delimitada por una franja color verde en el piso, hay un señalamiento con el símbolo Internacional de radiaciones en color azul marino sobre fondo blanco, con una leyenda en la parte superior de "Zona no Controlada'' y en la parte inferior "Acceso no reglamentado".

El laboratorio de Física Nuclear es la zona donde se manejan las tuentes radiactivas para realizar los experimentos antes señalados (punto 7).

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1.3.1.2 Equipo.

La instrumentación que se emplea en los experimentos rutinarios es el siguiente:

Amplificador Harshaw NA- 17. Amplificador Harshaw NA- 1 1 Amplificador Ortec 472 Amplificador Ortec 772. Analizador Monocanal Ortec 420-A Analizador Multicanal Northern 7 1 1 Bomba Mecánica de Vacío. Detector Na I (Tl) Harshaw 858. Escalador Harshaw NS- 12. Filtro de Alto Voltaje Ortec 119. Fuente de Alto Voltaje Ortec 456 Fuente de voltaje k 10 V. Generador de Pulsos Ortec 4 19 Osciloscopio Tektronix 7603 Preamplificador Harshaw NB- 1 1. Preamplificador Ortec 120 4. Preamplificador Harshaw NB-28 Reloj Harshaw NT-29.

1.4 Descripción de las Actividades Propuestas.

Las fuentes radiactivas se utilizarán en la realización de los siguientes experimentos:

Espectrometría de Rayos Gamma con Detector de Ng I (Tl). Espectrometría de Resolución Alta para Rayos Gamma. Determinación de la Vida Media de un Radioisótopo Espectrometría Alfa con Detectores de Barrera Superficial. Determinación del Coeficiente de Atenuación en Materiales Homogéneos y Heterogéneo s. Estimación de la Actividad de un Emisor Gamma ((3-137). Sistema de Coincidencia Simple.

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a) Operaciones con material Radiactivo. Las operaciones o experimentos que se realizan con las fuentes radiactivas se describen detalladamente en el Anexo IV de este Informe de Seguridad.

b) Mantenimiento. El mantenimiento que se efectúa es el siguiente:

i) Para la Instalación

O

O

instalación, piso, etc. 0

Revisar periódicamente la instalación eléctrica. Verificar que estén en condiciones aceptables: los muebles, la pintura de la

Revisar periódicamente el sistema de ventilación.

ii) Para el equipo:

0

0

0

0

Calibrar por lo menos 1 vez al año los monitores de radiación. Limpieza periódica de instrumentación, cables y conectores. Pruebas electrónicas necesarias estipuladas en los manuales del usuario. Verificar que las baterías de los monitores se encuentren en condiciones óptimas.

c) No se aplica

d) Manejo de la información.

Para el manejo de la información se dispone inicialmente de una bitácora general denominada "Bitácora de experimentación Nuclear" o de la bitácora correspondiente al experimento que se realice.

1 .5 Seguridad Física.

Para el manejo y uso de las fuentes se requiere de la autorización del responsable de la Seguridad Radiológica.

I . 6 Organización del solicitante.

a) La organización de la Universidad Autónoma Metropolitana- Iztapalapa se presenta en el anexo 111.

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b) Lista de los cargos que ocupará el personal relacionado con la utilización de las fuentes selladas.

1. Responsable de la Seguridad Radiológica. 2. Alumnos que cursen Física Nuclear, Instrumentación Nuclear o alguna materia relacionada con el área nuclear.

c) Descripción de las funciones y responsabilidades de cada cargo, así como de las cualificaciones y experiencia que se requiera para ocuparlo.

1. Responsable de la Seguridad Radiológica.

i) Establecer los procedimientos de seguridad radiológica y física aplicables a la adquisición, importación, exportación, posesión, uso, transferencia, almacenamiento y destino o disposición final de los materiales radiactivos; para su revisión y aprobación en su caso de la Comisión.

ii) Aplicar y adiestrar al personal ocupacionalmente expuesto a la aplicación correcta de las normas y procedimientos de seguridad radiológica y física, así como vigilar su cumplimiento durante las operaciones que se realicen con las fuentes de radiación ionizante.

iii) Establecer el programa de vigilancia radiológica para la determinación, registro, análisis y evaluación de los equivalentes de dosis recibidos por el personal ocupacionalmente expuesto yío alumnos.

iv) Vigilar que al personal ocupacionalmente expuesto y/o alumnos porten el vestuario, equipo, accesorios y dispositivos de protección radiplógica apropiados y asegurarse de que los usen adecuadamente.

v) Identificar las zonas, lugares, operaciones y condiciones que potencialmente puedan causar exposición a la radiación.

vi) Comunicar de inmediato al permisionario cualquier hecho que a su juicio pueda implicar un aumento en el riesgo de exposición a la radiación durante el manejo de las fuentes de radiación ionizante a fin de aplicar las medidas correctivas pertinentes.

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vii) Notificar de inmediato a la Comisión cualquier robo o extravío de fuentes de radiación ionizante.

viii) Desarrollar, procedimientos y métodos para mantener la exposición a la radiación del personal ocupacionalmente expuesto y/o alumnos tan baja como razonablemente sea posible, pero inferior a los límites de equivalente de dosis establecidos previamente. Elaborar y supervisar el programa de pruebas de buen funcionamiento y calibración de todo el equipo detector y medidor de radiación ionizante.

ix) Elaborar, supervisar y participar en los programas de entrenamiento del personal ocupacionalmente expuesto y/o alumnos.

x) Llevar registro de los equivalentes de dosis recibidos por el personal ocupacionalmente expuesto y/o alumnos, anexando el equivalente de dosis recibido en empleos anteriores cuando hayan sido presentadas las constancias respectivas.

xi) Efectuar las pruebas de fuga a las fuentes de radiación ionizante al momento de su recepción y en los periodos establecidos en las condiciones de la licencia, autorización o permiso, así como después de ocurrido algin accidente radiológico.

xii) Llevar registro de las pruebas de fuga, calibración y buen funcionamiento de las fuentes de radiación ionizante y de los equipos detectores y medidores de dicha radiación.

xiii) Estar presente durante el desarrollo de las inspecciones, auditorías, verificaciones y reconocimientos que practique la comisión al permisionario.

xiv) Proporcionar la información solicitada por los inspectores en el curso de las diligencias señaladas en la obligación anterior.

xv) Corregir las deficiencias y anomalías detectadas en las inspecciones, auditorías, verificaciones y reconocimientos.

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xvi) Elaborar y recabar la documentación necesaria para la obtención y renovación oportuna de las licencias, permisos y autorizaciones. Elaborar, actualizar, controlar y archivar los planos, informes, registros y escritos relacionados con el Informe de Seguridad Radiológica y con las inspecciones, auditorías, verificaciones o reconocimientos practicados por la Comisión.

xvii) Participar en la elaboración, actualización y aplicación del Manual de Procedimientos de Seguridad Radiológica y del Plan de Emergencia de la instalación.

xviii) Acudir de inmediato a la instalación en caso de accidente radiológico para coordinar y supervisar las operaciones que deban llevarse al cabo, avisando del hecho a la Comisión.

xix) Elaborar un programa de entrenamiento para casos de emergencia, que comprenda tantos los accidentes radiológicos potenciales durante operaciones rutinarias, como aquellos que pudieran ocumr como consecuencia de incendio, explosión, inundación, derrumbe u otros siniestros, que incluya simulacros periódicos con el personal ocupacionalmente expuesto y/o alumnos.

xx) Proporcionar la información o documentación que requiera la Comisión, dentro de los plazos que ésta fije al respecto.

Requisitos: Profesionista y contar con Licencia ante la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias.

2. Alumnos que cursen Física Nuclear, Instrumentación Nuclear o alguna materia relacionada con el área nuclear.

i) Conocer y aplicar correctamente los principios básicos de seguridad radiológica.

ii) Cuidar y vigilar que cuando se dejen de utilizar las fuentes de radiación ionizante se encuentren en condiciones adecuadas de seguridad radiológica y física, el material radiactivo en sus contenedores y el equipo que contiene las fuentes o el dispositivo generador de radiación ionizante en posición de apagado.

iii) Comprobar cuando salga de una zona donde exista riesgo de contaminación radiactiva, que su persona y vestuario no esté contaminado.

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iv) Conocer y aplicar correctamente las normas, instrucciones y procedimientos contenidos en el Manual de Seguridad Radiológica.

v) Conocer el manejo y uso correcto de las fuentes de radiación ionizante, del equipo detector y medidor de radiación, de los accesorios y dispositivos de seguridad radiológica y, los factores de blindaje, distancia y tiempo, en grado que lo requieran sus funciones y responsabilidades.

vi) Portar durante la clase los dosímetros personales que se requieran de acuerdo a lo estipulado en el Manual de Seguridad Radiológica.

vii) Enterarse de los equivalentes de dosis que ha recibido durante las clases con la periodicidad que se anoten en el registro correspondiente.

viii) Proporcionar con veracidad los datos que le sean requeridos durante las inspecciones, auditonas, verificaciones y reconocimientos que realice la Comisión.

ix) Conocer la conducta a seguir en caso de accidente radiológico.

x) Los estudiantes que realicen otras actividades de carácter radiológico, deberán informar al Responsable de Seguridad Radiológica, de cada una ellas, a fin de que todas cuenten con el historial dosimétrico completo.

xi) Informar al Responsable de Seguridad Radiológica, sobre cualquier situación de alto riesgo, incidente y accidente radiológico.

xii) No introducir ni ingerir bebidas y alimentos, así como fumar y maquillarse.

1.7 Programa de Garantía de Calidad.

El programa de Garantía de Calidad al que está sujeto el Laboratorio de Física Nuclear está regido por los lineamientos dispuestos por el Departamento de Garantía de Calidad de la UAM, el cual establece las políticas a seguir para cumplir con los requisitos establecidos por la CNSNS para la obtención del licenciamiento y con los requisitos en lo que se refiere a calidad, para prevenir accidentes que puedan causar riesgos a la salud y a la seguridad del POE, alumnos y público en general.

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1.7.1 Procedimientos de Trabajo.

Los procedimientos que se emplean en esta instalación son básicamente:

a) Manejo de Fuentes Radiactivas selladas para realización de los siguientes experimentos:

0

0

0

0

0

0

0 Sistema de Coincidencia Simple.

Espectrometría de Rayos Gamma con Detector de Na I (Tl). Espectrometría de Resolución Alta para Rayos Gamma. Determinación de la Vida Media de un Radioisótopo Espectrometría Alfa con Detectores de Barrera Superficial. Determinación del Coeficiente de Atenuación en Materiales Homogéneos y Heterogéneo s. Estimación de la Actividad de un Emisor Gamma (Cs-137).

,

1.7.2 Capacitación del personal.

Todo el personal debe tener por lo menos una vez el curso de Protección Radiológica impartido por el ININ o por la CNSNS. La preparación del personal tiene como finalidad proporcionar un mayor conocimiento y actualización del principio y funcionamiento de la instrumentación, equipos, etc. para que puedan desarrollar eficientemente sus actividades, para lo cual el Responsable de la Seguridad Radiológica solicitará periódicamente a Rectoría los siguientes cursos:

a) Técnicas básicas. b) Instrumentación nuclear. c) Seguridad Radiológica. d) Garantía de Calidad. e) Otros cursos Complementarios.

1.7.3 Vigilancia Ambiental.

El Responsable de la Seguridad Radiológica deberá vigilar y ejecutar el programa de monitoreo ambientalver Ref.[3].

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1.7.4 Manejo de la Información.

El manejo de la información se realizará a través de procedimientos, Bitácoras, Informes Técnicos, Reportes, etc. Existe un Procedimiento Administrativo (PA-6 "Mantenimiento de Registros") que se encuentra en "Manual de Procedimientos de Seguridad Radiológica", donde se describen los mecanismos a seguir para el manejo de la información que concierne al Laboratorio de Física Nuclear.

1.7.5 Programa de Protección Radiológica.

El Personal Ocupacionalmente Expuesto del Laboratorio de Física Nuclear estarán sujetos de vigilancia y registro de la dosis recibida durante la realización del trabajo con radiaciones, para tal efecto, El Departamento de Dosimetría y Registro del I", proporcionará el servicio de Dosimetría personal mensualmente; haciendo uso de dosímetros termoluminiscentes.

I. TIPO DE RADIACI~N QUE MIDEN Rayos X. Rayos Gamma. Rayos Beta.

Desde 20 kevs, hasta varios Mevs.

Desde pocos miliRoentgens hasta 1 O0000 Roentgen.

Aproximadamente 5% al año a 20 "C.

La precisión es de 2% arriba de 100 mR.

Para las Gammas del CO-60 es de 15% a 1 O0 mR.

11. INTERVALO DE ENERGÍA QUE SON ÚTILES.

111. INTERVALO DE DOSIS.

IV. PÉRDIDA DE INFORMACI~N (FANDING).

V. NIVEL DE CONFIANZA.

VI. UNIFORMIDAD DE LOS CRISTALES (REPRODUCIBILIDAD).

1.7.6 Equipo y Procedimiento de Emergencia.

Los equipos y procedimientos en caso de emergencia, están estipulados en el "Plan de emergencia para el Laboratorio de Física Nuclear''. Anexo V. También se cuenta con tres Procedimientos de Emergencia que se encuentran el al "Manual de Procedimientos de Seguridad Radiológica".

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2. DE LA PROTECCI~N RADIOL~GICA.

2.1 Políticas de la Seguridad Radiológica.

2.1.1 El control radiológico estará a cargo del Responsable de la Seguridad Radiológica y entre sus actividades está la establecer la normativa, criterios de protección, métodos de vigilancia y registro radiológico que reditúen en condiciones fisicas y radiológicas de los trabajadores, del público, bienes materiales y medio ambiente en general; todo ello en apego a la política de reducir las exposiciones a un valor tan bajo como razonablemente pueda lograrse, teniendo en cuenta factores económicos, tecnológicos y sociales.

El Rector de la Universidad Autónoma Metropolitana unidad Iztapalapa es en primera instancia, el responsable de la Seguridad Radiológica, delegando parte de sus funciones al Área de Ingeniería en Recursos Energéticos a través del Responsable de la Seguridad Radiológica en calidad de especialista en la materia y en ejercicio a sus funciones.

2.1.2 El Responsable de la Seguridad Radiológica, vigila y hace cumplir las normas establecidas en el Reglamento de Seguridad Radiológica y cumple las siguientes funciones:

2.1.2.1 Proporciona apoyo en materia de Seguridad Radiológica al personal que labore en el Laboratorio de Física Nuclear.

2.1.2.2 Proporciona asesoría en cuanto a las medidas que deben considerarse en la planeación de procedimientos o prácticas a realizar en el laboratorio.

2.1.2.3 Reporta a instancias superiores cualquier violación a lo dispuesto tanto en el Reglamento de Seguridad Radiológica como en el Control Radiológico.

2.1.2.4 Es responsable del registro dosimétrico del Personal Ocupacionalmente Expuesto y de alumnos.

2.1.2.5 Vigilar que efectivamente, las exposiciones del personal y alumnos se mantengan tan bajas como razonablemente puedan lograrse.

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2.1.2.6 Se encarga de llevar el registro de mantenimiento de monitores de radiación con que cuenta el laboratorio.

2.1.2.7 Asegurar que los trabajos a realizarse en el laboratorio, se efectúen de acuerdo a las normas y procedimientos aprobados.

2.1.2.8 Determina la señalización adecuada en el laboratorio.

2.1.3 El programa de inspecciones está constituido por inspecciones rutinarias y se establecen como objetivos:

2.1.3.1 Verificar el cumplimiento de todas las disposiciones contenidas tanto en el Reglamento de Seguridad Radiológica, como en el Control Radiológico de las áreas del laboratorio.

2.1.3.2 Verificar que en todos los trabajos a realizarse en el laboratorio, se contemplen las medidas de seguridad correspondientes.

2.1.3.3 Verificar que se cuente con la documentación y registro que califique si está cumpliendo con lo previsto en la solicitud de licenciamiento que otorga la CNSNS.

2.2 Del grupo de Seguridad Radiológica.

2.2.1 El grupo de seguridad radiológica.

El Grupo de Seguridad Radiológica se constituye por el Rector de la Universidad Autónoma Metropolitana Unidad Iztapalapa, el Jefe del Área de Ingeniería de Recursos Energéticos y el Responsable de Seguridad Radiológica del Laboratorio de Física Nuclear.

2.2.1.1 Rector de la UAMI.

De acuerdo al Reglamento de Seguridad Radiológica, el permisionario será el responsable directo de la seguridad radiológica de la institución. Las obligaciones del permisionario son:

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i) Registrar ante la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardas (CNSNS), al Personal Ocupacionalmente Expuesto y a los integrantes del grupo de seguridad radiológica, documentando su nivel de estudios y capacitación, los cuales deberán ser consistentes en el trabajo y funciones que se les asignarán en el laboratorio.

ii)Apoyar al Responsable de Seguridad Radiológica en todos los aspectos relacionados con la elaboración, ejecución, supervisión y modificación del Programa de Seguridad Radiológica.

iii) Proporcionar a todo el personal ocupacionalmente expuesto, el entrenamiento, información, vestuario, equipo, accesorios y dispositivos de protección radiológica adecuados al trabajo que realicen y la atención médica necesaria en los casos de accidentes radiológicos.

iv) Cumplir con los compromisos contenidos en el Informe de Seguridad Radiológica aprobado por la Comisión y con las condiciones de la licencia, permiso o autorización

v) Dar aviso y entregar los informes a la Comisión en caso de accidentes radiológicos , independientemente de los avisos que tengan que darse a otras dependencias.

vi) Notificar de inmediato a la Comisión cualquier robo o extravío de fuentes de radiación ionizante.

vii) Vigilar que el Responsable de Seguridad Radiológica cumpla con sus funciones, analizando y evaluando conjuntamente con él los reportes, informes y registros que sobre seguridad radiológica le sean presentados.

viii) Vigilar que se efectúen periódicamente revisiones y análisis de los procedimientos de trabajo, del equipo empleado y de las instalaciones de acuerdo a lo señalado en el informe de seguridad radiológica.

ix) Elaborar y mantener en condiciones operativas el Plan de Emergencia.

x) Elaborar y dar a conocer a todo el personal ocupacionalmente expuesto y/o alumnos que lo requieran, el Manual de Procedimientos de Seguridad Radiológica.

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i) Registrar ante la Comisión Nacional de seguridad Nuclear y Salvaguardas (CNSNS), al Personal Ocupacionalmente Expuesto y a los integrantes del grupo de seguridad radiológica, documentando su nivel de estudios y capacitación, los cuales deberán ser consistentes en el trabajo y tunciones que se les asignarán en el laboratorio.

$Apoyar al Responsable de Seguridad Radiológica en todos los aspectos relacionados con la elaboración, ejecución, supervisión y modificación del Programa de Seguridad Radiológica.

iii) Proporcionar a todo el personal ocupacionalmente expuesto, el entrenamiento, información, vestuario, equipo, accesorios y dispositivos de protección radiológica adecuados al trabajo que realicen y la atención médica necesaria en los casos de accidentes radiológicos.

iv) Cumplir con los compromisos contenidos en el Informe de Seguridad Radiológica aprobado por la Comisión y con las condiciones de la licencia, permiso o autorización

v) Dar aviso y entregar íos informes a la Comisión en caso de accidentes radiológicos , independientemente de los avisos que tengan que darse a otras dependencias.

vi) Notificar de inmediato a la Comisión cualquier robo o extravío de fuentes de radiación ionizante.

vii) Vigilar que el Responsable de Seguridad Radiológica cumpla con sus funciones, analizando y evaluando conjuntamente con él los reportes, informes y registros que sobre seguridad radiológica le sean presentados.

viii) Vigilar que se efectúen periódicamente revisiones y análisis de los procedimientos de trabajo, del equipo empleado y de las instalaciones de acuerdo a lo señalado en el informe de seguridad radiológica.

ix) Elaborar y mantener en condiciones operativas el Plan de Emergencia.

x) Elaborar y dar a conocer a todo el personal ocupacionalmente expuesto y/o alumnos que lo requieran, el Manual de Procedimientos de Seguridad Radiológica.

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xi) Expedir al personal ocupacionalmente expuesto, los certificados anuales y constancias al término de la relación laboral, de los equivalentes de dosis individuales recibidos en las 52 semanas anteriores y de la dosis total acumulada a la fecha. Una copia de estos documentos se enviará a la comisión con la firma de recibido del individuo.

xii) Llevar registro de los exámenes médicos practicados al personal ocupacionalmente expuesto, los cuales se realizarán en los términos y condiciones a que se refiere la norma técnica correspondiente.

xiii) Llevar registro de toda liberación, y destino o disposición final de materiales radiactivos.

xiv) Verificar periódicamente el inventario de material radiactivo de acuerdo a lo señalado en el Informe de Seguridad Radiológica.

xv) Otorgar las facilidades que se requieran durante las inspecciones, auditorías, verificaciones y reconocimientos que practique la Comisión.

xvi) Proporcionar la información que se le requiera durante las diligencias a que se refiere la anterior obligación.

xvii) Presentar a los inspectores los manuales, registros o documentos que se requieran durante la inspección, auditoría, verificación o reconocimiento.

xviii) Permitir a los inspectores de la Comisión la toma de muestras suficientes para realizar los análisis y comprobaciones pertinentes.

xix) Corregir las deficiencias y anomalías detectades en las inspecciones, auditorías, verificaciones y reconocimientos, y remitir a la Comisión, en su oportunidad, el informe de corrección correspondiente.

xx) Proporcionar la información y documentación que requiera la Comisión, dentro de los plazos que ésta fije al respecto.

xxi) Firmar y rubricar toda la documentación que se remita o presente a la Comisión.

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xxii) En su caso, cubrir todos los gastos derivados de los accidentes radiológicos, incluyendo indemnizaciones a terceros.

xxiii) Notificar a la Comisión, para su autorización, de la venta, préstamo, arrendamiento, donación, cesión o cualquier otro acto que implique la transmisión de propiedad y depósito de fuentes de radiación ionizante.

xxiv) Avisar a la Comisión cuando deje de usar o poseer definitivamente el material radiactivo autorizado.

xxv) Tomar todas las medidas de seguridad radiológica y fisica que se requieran para salvaguardar la integridad de las fuentes de radiación en caso de huelga o paro.

Xxvi) Avisar a la Comisión del estallamiento y de la terminación de la huelga o paro que ocurra en la instalación.

d i ) Cumplir aquellas otras obligaciones que le imponga el Reglamento de Seguridad Radiológica.

2.2.1.2 Jefe del Área de Ingeniería en Recursos Energéticos.

El Jefe de área está facultado para intervenir en cualquier incidente y/o accidente que involucre al laboratorio de Física Nuclear debido a la representación que tiene a su cargo.

2.2.1.3 Responsable de Seguridad Radiológica.

En calidad de especialista en la materia ademas de cumplir con las obligaciones especificadas en 2.1.2 deberá colaborar ampliamente con sus conocimientos para dar solución a los problemas de Seguridad Radiológica que se presenten en la Instalación Radiactiva.

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2.3 Fuentes de Radiación.

2.3.1 Características Físicas.

Se dispone de Fuentes puntuales emisoras de radiación gamma tipo S.A. y dos "kit" uno con 5 fuentes y otro con una fuente doble de elemento desconocido En las cuales, el material radiactivo está sellado entre dos discos de polietileno. Se tienen también fuentes en forma de lápiz, todas ellas son fuentes selladas.

2.3.2 Características Químicas

Materiales con grado de pureza nuclear.

2.3.3. Características Radio químicas.

A) Radionúclidos: a) Dos fuentes de Cs-137 b) Lápiz estándar de Co-57 equivalente a 1 pCi. de Tc - 99" c) Lápiz estándar de Ba-133 equivalente a 1 pCi. de in- 113" d) "Kit" con: Co-60, Cs-137, T1-209, Sr-90, Po-210. e) "Kit" con una fuente doble de elemento desconocido.

B) Concentraciones de los Radionúclidos: C) Actividad Específica: La actividad que a continuación se da es a la fecha que se indica entre paréntesis.

a) 0 (3-137 [0.9 pCi.1, (Agosto 1 de 1976) 0 Cs-137 [desconocida], (Abril 1 de 1976)

b) Co-57 [ 1 pCi.1, (Mayo 12 de 1975) c) Ba-133 [ 1 pCi.1, (Octubre 26 de 1973) d) Co-60 [ 1 pCi.1, (Mayo 20 de 1989)

0 Cs-137 [5 pCi.],(Mayo 20 de 1989) 0 T1-204 [ 1 pCi.],(Mayo 20 de 1989) 0 Sr-90 [O. 1 pCi.],(Mayo 20 de 1989) 0 Po-210 [O1 pCi],(Mayo 20 de 1989)

e) "Kit" de elemento desconocido y actividad desconocida.

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D) La actividad Calculada a la fecha del 30 de noviembre de 1995 es la siguiente:

ln2 La ecuación utilizada füé la siguientete: A = 4 e - l ' donde /z = - r, A: Actividad calculada [Ci] 4: Actividad inicial [Ci]

h: Constante de decaimiento [ kS]

4

T, : Tiempo de vida media [años]

t = tiempo transcurrido [años]

~

2

a) 0 Cs-137 [OS77 pCi.1 0 Cs- 1 3 7 [desconocida]

b) Co-57 [ 4 . 7 4 ~ 1 0 - ~ pCi.1 c) Ba-133 [0.232 pCi.1 d) Co-60 [0.436 pCi.1

0 Cs-137 [4.325 pCi.1 0 T1-204 [0.314 pCi.1 0 Sr-90 [0.0855 pCi.1 0 Po-210 [9.67~10-' pCi]

e) "Kit" de elemento desconocido y actividad desconocida.

2.4 Características de Diseño en lo Relativo a la ProtecciórYRadiológica.

Las füentes Estándar se emplean sólo en el Laboratorio de Física Nuclear, el cual esta considerado como Zona Controlada y cumple con las especificaciones estipuladas por la CNSNS. Esta Zona cuenta con una placa de plomo de 5mm de espesor desde el piso y hasta una altura de 1.5 m. que tiene la finalidad de actuar como blindaje hacia los alderredores.

a) La delimitación y distribución de Zona como ya se mencionó con anterioridad, desde la entrada al laboratorio el acceso es "Reglamentado". En las Zona Restringida el acceso es exclusivamente para el Responsable de Seguridad Radiológica o para quien él considere prudente.

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b) El personal o alumnos que pertenecen a esta área están sujetos al Manual de Procedimientos de Seguridad Radiológica y al mismo Reglamento Interno de la UAMI.

La ropa y equipo que debe usarse para el manejo de las fuentes de radiación ionizante son: bata blanca, pinzas y desímetro personal. Mensualmente se evaluarán los dosímetros personales del Responsable de Seguridad Radiológica y trimestralmente los dosímetros de los alumnos. Cabe hacer notar que se escogerá a uno o dos alumnos por trimestre para que porten su dosímetro, los cuales servirán como testigo para los demás compañeros.

En el Laboratorio queda estrictamente prohibido: comer, beber, fumar, maquillarse o introducir cualquier tipo de alimento.

c) Los equipos que forman parte de la Protección Radiológica son dos monitores portátiles (Medidor RATO/F, SERIE 773596, S.Nr. M1611-901/10 y el Lector marca EBERLINE RAD OWL, MODELO RO-1, SERIE 957), los cuales se encuentran en la Zona Controlada.

2.5 Estimación de los Equivalentes de Dosis.

Se contará con un registro anual de las Dosis Equivalentes del Personal Ocupacionalmente Expuesto, el cual se fundamentará en las lecturas correspondiente de los dosímetros personales termoluminiscentes y de acuerdo como lo establece el Procedimiento Operativo No. 4 que se encuentra en el "Manual de Procedimientos de Seguridad Radiológica".

2.6. Programa de Protección Radiológica.

a) Objetivos

Los objetivos específicos del Manual de Procedimientos de Seguridad Radiológica que rige al Laboratorio de Física Nuclear, establece los criterios y Normas de Protección Radiológica, los métodos de vigilancia, control y registro de la exposición del Personal Ocupacionalmente Expuesto, Reglamenta el almacenamiento y uso de fuentes selladas de radiación ionizante.

La filosofía de la Protección Radiológica está basada en el criterio de reducir todas las exposiciones a las radiaciones ionizantes a un valor tan bajo como razonablemente pueda alcanzarse, teniendo en cuenta factores económicos, tecnológicos y sociales (Criterio AL ARA).

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b) Procedimientos Administrativos y de Control

Todas las actividades que invoiucran manipulación de material radiactivo están regidas tanto por íos Procedimiento Operativos que a su vez quedan implícitas en el Reglamento General de Seguridad Radiológica y en el Manual de Procedimientos de Seguridad Radiológica.

c) Probedimientos de Protección Radiológica

Los procedimientos Radiológicos son los siguientes: 0 La supervisión a los alumnos para que porten bata blanca y su dosímetro. 0 Monitoreo antes de extraer las fuentes de radiación, durante el desarrollo del

experimento y después de almacenada 0 Los trabajadores tienen prohibido permanecer innecesariamente en áreas restringidas.

d) A un costado de la Zona Controlada se encuentra el cubículo T-021 que se ha clasificado como Zona no Controlada y donde servirá como antesala al Laboratorio. (Ver anexo 11.).

e) Instrumentación y equipo del grupo de Protección Radiológica.

Se cuenta con dos monitores portátiles (Medidor RATOF, SERIE 773596, S.Nr. M1611-901/10 y el Lector marca EBERLINE RAD OWL, MODELO RO-1, SERIE 957), y dosímetros personales termoiuminiscentes.

Para cumplir con el Programa de Protección Radiológica.

1) Se dispone de un programa para revisión y calibración de los monitores portátiles con que cuenta el Laboratorio.

i) MONITOR PORTÁTIL Marca: EG& G BERTHOLD MODELO: LB 1200 RATOF SERIE: 773596, S.Nr. M1611-901/10

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CUENTA CON 5 ESCALAS:

I) O a l m R l h 11) Oa 1 0 m R l h 111) IV) O a l R l h V) O a 1 0 r l h

O a 100 mR/ h

ii) MONITOR PORTATE Marca: EBERLINE RAD OWL

SEFUE: 957). MODELO: RO-1

2) Equipo para la dosimetría personal.

El personal que labora en esta Instalación utiliza dosímetro personal TLD, proporcionado por el Permisionario. Las características de estos dosímetros son: tamaño pequeño, alta sensibilidad, amplio intervalo de respuesta y buena estabilidad ante las condiciones ambientales. Además de que pueden usarse varias veces, una vez borrada la información mediante tratamiento térmico.

3) Equipo de protección individual. Bata blanca

4) No aplica.

2.7 Análisis de Riesgos y Plan de Emergencia.

El Análisis de Riesgos es un documento en el que se identifican todos los posibles riesgos que el uso o posesión. del material radiactivo pueda presentar para el Personal Ocupacionalmente expuesto, los alumnos y el público en general.

2.7.1 Pérdida de material radiactivo.

a) Existe poca probabilidad de extravío de fuentes radiactivas debido a que se mantiene un inventario de ellas, por otro lado sólo el Responsable de Seguridad Radiológica tiene acceso a ellas. Además las fuentes son guardadas en una caja fuerte con combinación.

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b) La principal consecuencia es que los alumnos y el POE estén expuestos a la radiación emitida por dicha fuente. En caso de que se sospeche la pérdida de una o varias fuentes de radiación se dará aviso al Responsable de Seguridad Radiológica o al Jefe del Área en Recursos que se encuentra en la extensión 4644. energéticos y se procederá de la siguiente manera:

O Impedir el acceso al laboratorio del personal.

0 Búsqueda superficial a cargo del responsable de seguridad radiológica.

0 Monitoreo de la zona de trabajo y del laboratorio.

O

radiactiva. En caso de que no se localice la tuente, se procederá como si fuera robo de fuente

2.7.2 No aplica.

2.7.3 No aplica.

2.7.4 No aplica

2.7.5 Incendio Total o Parcial del almacén de Material Radiactivo.

a) Es poco probable que suceda, ya que se cuenta en todo el edificio con sistema de pararrayos en la parte de la azotea, por otro lado se cuenta con instalación eléctrica tipo industrial y cajas de registro antiflama, también está restringido el uso y manejo de cualquier material flamable o inflamable dentro de la instalación. En caso de presentarse un incendio el personal está debidamente capacitado para tomar las primeras medidas de emergencia para tratar de controlar el fuego, debido a que existen extinguidores distribuidos en la instalación.

b) Las consecuencias de un incendio puede originar que al aumentar la temperatura los contenedores que almacenan a las fuentes radiactivas se fundan por lo que el material quedaría disperso. Para tal efecto se dispone de una caja fuerte contra incendio empotrada a una pared del almacén, en la cual se guardan dichas fuentes.

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Laboratorio de Física Nuclear mili cmaabatadtarpo


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2.7.6 Explosión.

a) Es poco probable que ocurra una explosión en la instalación, debido a que no se manejan materiales inflamables, Para que se genere una explosión tendría que romperse la tubería de gas y que al mismo tiempo se provocara mediante un corto circuito o algo similar.

b) Las consecuencias serían que las fuentes radiactivas se dispersaran en la instalación y de manera extremada que perdieran su hermeticidad. Para tal efecto se cuenta con la caja fuerte blindada que está empotrada en la pared del almacén de material radiactivo. En todo caso la caja sufiirá el deterioro pero las fuentes quedarán dentro de ella, evitando la contaminación de la zona.

2.7.7 Robo de Fuentes Radiactivas.

a) Se considera poco probable que roben las fbentes radiactivas debido a que se cuenta con vigilancia en el edificio en que está localizado el Laboratorio de Física Nuclear, por otro lado el material radiactivo se guarda en una caja fberte que está empotrada a la pared.

b) Una de las consecuencias que origina el robo de las fbentes es la irradiación de la persona que comete el hurto, para evitar que se piense que la caja fuerte contiene artículos de valor monetario se colocará una etiqueta preventiva con el símbolo Internacional de Radiación y la leyenda "Peligro Material Radiactivo" .

En el peor de los casos y suponiendo que se lleve a cabo este incidente, se procederá de la siguiente forma:

0 Dar aviso a la sección de vigilancia de la Universidad Autónoma Metropolitana, hacer de su conocimiento que se trata de material radiactivo, y solicitar su ayuda. La ubicación de la sección de vigilancia y el nombre de se representante se encuentra en el anexo de este procedimiento.

0 Comunicar a la comunidad universitaria del hecho, haciendo hincapié que se trata de material radiactivo peligroso; en caso de que tengan información disponible, dar parte a la sección de vigilancia, al grupo de seguridad radiológica o directamente a la CNSNS.

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2.7.8 Malos Hábitos en la Manipulación del Material Radiactivo.

La persona que manipula las fuentes radiactivas es el Responsable de Seguridad Radiológica, está debidamente capacitado y se sigue capacitando continuamente mediante cursos, seminarios y prácticas internas.

2.7.9 Deterioro o mal Funcionamiento de Equipos Accesorios.

Se tiene especial cuidado en el equipo y accesorios que se utilizan durante el desarrollo de los experimentos, se da mantenimiento a los equipos para evitar su deterioro

2.7.10 Carencia o Mal Funcionamiento de los Equipos

Los equipos detectores de radiación que se usan en el Laboratorio se encuentran en buenas condiciones de operación, y dadas las características de las fuentes radiactivas, se cuenta con un número suficiente y adecuado de monitores de área para fines de Protección Radiológica.

2.8 No aplica.

2.9. No aplica.

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2.10 Memoria analítica de Calculo.

A continuación se presenta el cálculo de la Rapidez de Exposición para Todas y cada una de las fuentes radiactivas considerando diferentes distancias entre las fuentes y el usuario.

Para el cálculo de la Rapidez de Exposición se empleó la ecuación siguiente:

TA I=--- r2

I: Rapidez de Exposición [ mR/h].

r: Constante Específica de la Radiación Gamma.

[R m2/h Ci.] Ref. [4] .

A: Acti vidad de la f uente[Ci.] .

r: Distanciadela fuenteal puntodeinterés[m.].

UNIDAD KlAPAUPA Av. Míchoacán y La Purísima, Col. Vicentina, 09340 México, D.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 612 0885 25

casaabertadl8npo


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Laboratorio de Física Nuclear mi casaabertadtarpo


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3 REFERENCIAS BIBLIOGRÁFICAS.

1. CNSNS, Gerencia de Seguridad Radiológica, "Guía para la Preparación del Informe de Seguridad Radiológica que debe Entregar el Solicitante de una Licencia."; Uso de Material Radiactivo en Investigación. Departamento de Evaluación y Licenciamiento, Área de Instalaciones Radiactivas; Revisión O, México, Sep. de 1983.

2. I", "Informe de Seguridad Radiológica; Departamento de Experimentación Nuclear, presentado por: Ing. Ma Cristina Ramírez Pinedo, Agosto, 199 1

3. ANSVANS 1 5.1 1 - 1977 (N628), "Radiological Control at Research Facilities", American National Standars. Inc. U.S.A., March 17, 1977.

4. COMISIÓN NACIONAL, DE SEGURIDAD NUCLEAR Y SALVAGUARDIAS, "Reglamento General de Seguridad Radiológica". SEMIP-CNSNS, 1992.

5. Amauri G.R., Arias E.J. "Manual de Procedimiento de Seguridad Radiológica del Laboratorio de Física Nuclear". UAMI, Oct. de 1995.

6. Amauri G.R., Cortés C.A., Arias E.J. "Plan de Emergencias del Laboratorio de Física Nuclear". UAMI, 1995

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Laboratorio de Física Nuclear LEN CaSaabatadtenpo


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ANEXO I

Plano de la PlantaBaja del Edificio de CBI ("T")

UNIDAD RTAPAUPA Av. Michoacán y La Purísima, Col. Vicentina, 09340 México. D.F. Tel.: 724-4600 TELEFM (5) 612 0885 2 8

s I3,l H o LOG IA -

9c

PLANTA BAJA EDIFICIO "T" CBI

Universidad Autónoma Metropolitana-Mapalapa

28

Laboratorio de Física Nuclear MIA casaabertadtenpo


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ANEXO I1

Señalización de las Zonas en el Laboratorio de Física Nuclear.

UNIDAD U T A P W A Av. Michoacán y La Pun'sima. Col. Vicentina, 09340 México, D.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 612 0885 29

SEÑALIZACIÓN DEL LABORATORIO DE FISICA NUCLEAR

hall

botiquín \ _J

recibidor

/

pas i 11 o


imboio de no fumar

simboio de no comer - f

29


casaabertadteipo


Octubre 1995 ~~~~~


ANEXO I11

Organización de la UAMI.

UNIDAD UTAPAUPA Av. Michoacán y La Purísima, Col. Mcentina, 09340 México. D.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 61 2 0885 30

Dr. José Luis Gazquez Mateos Rector de la UAMI

Jefe del Depto.de IPH r Dr. Tomás Viveros G.

Jefe del Área de IRE Dr. Juan J. Ambriz. G.

Coordinador de Ing. en Energía

Fis. Eugenio Torijano C.

esponsable de Seguridad Radiológica del LFN

UAMI Universidad Autónoma Metropolitana-Iztapalapa CBI Ciencias Básicas e Ingeniería CBS Ciencias Biológicas y de la Salud CSH Ciencias Sociales y Humanidades IPH Ingeniería de Procesos e Hidraúlica IRE Ingeniería en Recursos Energéticos LFN Laboratorio de Física Nuclear 30

Laboratorio de Física Nuclear Aim Cmaabertadlarpo

Versión: 1 Octubre 1995 UNIVERSIDAD AUTONOMA METROPOLITANA


ANEXO IV

Prácticas y/o Experimentos desarrollados en el Laboratorio de Física Nuclear

UNIDAD I Z i A P A W A Av. Michoadn y La Purísima, Coi. Vicentina, 09340 México, D.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 612 0885 31

Laboratorio de Física Nuclear AA Casaabatadleipo


Octubre 1995


ANEXO V

Plan de Emergencia

UNIDA0 IZlAPALAPA Av. Michoacán y La Purísima, Col. Vicentina, 09340 México. D.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 612 0885 32

Labora tor io de Física Nuc lear

Versión: 1 O c t u b r e 1995

mii Casaabertadtanpo



ANEXO VI

Curriculum Vitae del Representante Legal (Perrnisionario)

UNIDAD ETAPALAPA Av. Michoacán y La Purísima, Col. Vicantina. 09340 México. D.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 61 2 0885 33

Laboratorio de Física Nuclear mi caSaabortadlpmpo

UNIVERSIDAD AUTONOMA METROPOLITANA Versión: 1 Octubre 1995


ANEXO VI1

Curriculum Vitae del Responsable de Seguridad Radiológica y POE.

UNIDAD IZlAPAiAPA Av. Michoacán y La Purísima, Col. Vicentina. 09340 México, D.F. Tel.: 724-4600 TELEFM (5) 61 2 0885 34


UNIVERSIDAD A U T ~ N O M A METROPOLITANA IZTAPALAPA

DIMSIÓN DE CIENCIAS BÁSICAS E INGENIERÍA

ÁREA DE INGENIERÍA EN RECURSOS ENERGÉTICOS

PLAN DE EMERGENCIA LABORATORIO DE FÍSICA NUCLEAR

ROBERTO AMAURI GARCÍA ASESOR: M en C. JESÚS ARIAS ESTRADA

REVISIÓN OCTUBRE DE 1995

Laboratorio de Física Nuclear hnA casaabprtadterpo


Octubre 1995

PLAN DE EMERGENCIA

CONTENIDO

I . OBJETIVO Y ALCANCE. 1.1 Objetivo. 1.2 Alcance. 1.3 Vigencia y Revisiones.

2. NOTACIONES Y DEFINICIONES. 2.1 Notaciones. 2.2 Definiciones.

3. SITUACIONES Y ETAPAS DE EMERGENCIA. 3.1 Riesgos Probables en el Laboratorio de Física Nuclear. 3.2 Desastres Probables en el Laboratorio de Física Nuclear. 3.3. Nivel de Intervención. 3.3.1 Intervención Radiológica. 3.3.2 Intervención de Contingencia Física. 3.4 Clasificación de las Situaciones de Emergencia.

3.4.1 Emergencia Interna. 3.4.1.1 Emergencia Radiológica Interna Tipo "A". 3.4.1.2 Emergencia Radiológica Interna Tipo "B". 3.4.1.3 Emergencia de Contingencia Física. 3.4.2 Emergencia Externa.

3.5 Medidas Protectoras. 3.6 Etapas de una Emergencia.

3.6.1 Fase inicial de Protección. 3.6.2 Fase Intermedia de Control. 3.6.3 Fase Final de Recuperación.

4 ORGANIZACI~N DE RESPUESTAS ANTE UNA SITUACI~N DE EMERGENCIA.

4.1 Estructura. 4.2 Funciones y Responsabilidades.

4.2.1 Del Responsable del área o Responsable de Seguridad Radiológica. 4.2.2 De los Responsables de cada área o laboratorio. 4.2.3 Del Responsable de Seguridad Física y Servicios Auxiliares.

1 1 1 1

2 2 2

3 3 3 4 4 4 4 4 5 5 5 5

6 6 6 6 7

7 7 7 7 8 8

UNIDAD UTAPAIAPA Av. Michoacán y La Purísima, Gol. Vicantina, 09340 México, O.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 612 0885


Versión: 1 casaabertadtenpo


AA PLAN DE EMERGENCIA

4.3. Equipo e Instalaciones de Emergencia. 4.3.1 Equipo Requerido de Acuerdo a la Emergencia en esta Instal. 4.3.2 Instalaciones.

8 8 9

5 FIN DEL ESTADO DE EMERGENCIA. 9

6 MANTENIMIENTO DE LA CAPACIDAD DE ACTUACIÓN EN SITUACIONES DE EMERGENCIA. 9

6.1 Consideraciones Generales. 6.2 Programa de Capacitación. 6.3 Ejercicios y Simulacros. 6.4 Actualización del Plan de Emergencia. 6.5 Mantenimiento e inventario de los equipos y materiales. 6.6 Registros.

9 9 10 10 11 11

7 INCIDENTES QUE PUEDEN DAR LUGAR A UN ACCIDENTE Y/O A UNA EMERGENCIA. 11

11 11

7.1 Riesgos Probables en el Laboratorio de Físicas Nuclear. 7.2 Desastres Probables en el Laboratorio de Física Nuclear

8. PROCEDIMIENTOS DE SEGURIDAD QUE SE DEBEN SEGUIR EN CASO DE ACCIDENTE.

8.1 Extravío de Fuente Radiactiva. 8.2 Robo de Fuente Radiactiva. 8.3 Fuga de Fuente Radiactiva. 8.4 Ingestión de Fuente Radiactiva. 8.5 Inundación. 8.6 Incendio. 8.7 Terremoto.

ANEXOS

I) "ORGANIZACIÓN DEL GRUPO DE SEGURIDAD FÍSICA

11) PLANO DE LA PLANTA BAJA EDIFICIO "T" Y RADIOL~GICA~~.

REFERENCIAS BIBLIOGRÁFICAS.

12

12 12 13 14 14 14 14

15 16

17

UNIDAD IZTAPAWA Av. Michoadn y La Purísima, Col. Vicantina. 09340 México. D.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 61 2 0885


casaabertadtenpo


Octubre 1995

PLAN DE EMERGENCIA

1. OBJETIVO Y ALCANCE.

1.1 Objetivo.

Establecer las acciones básicas que deben tomarse durante una situación de emergencia y de esta forma, mitigar sus consecuencias hasta alcanzar una situación de normalidad, teniendo en cuenta la filosofía de la protección a los alumnos Personal Ocupacionalmente Expuesto, población, medio ambiente e instalaciones. Todo esto, de acuerdo a las normas, recomendaciones y disposiciones en materia de seguridad radiológica, y física.

1.2 Alcance.

Este plan es aplicable a accidentes o contingencias originados dentro de las instalaciones del Laboratorio de Física Nuclear donde se manipula el material radiactivo que ampara la licencia correspondiente. El plan está orientado a aplicarse a la protección de:

a) Los alumnos que de manera directa o indirecta puedan estar expuestos a una condición de emergencia debido a un riesgo radiológico o de contingencia física.

b) Bienes muebles o inmuebles situados dentro de las instalaciones de la Universidad Autónoma Metropolitana Unidad Iztapalapa.

c) Para la aplicación del presente Plan se contará con el apoyo del personal de Servicios Auxiliares de la propia Institución en sus diferentes especialidades y con el apoyo de grupos externos’cuando el caso lo amerite.

1.3 Vigencia y Revisiones. Una vez aprobado e implantado el presente plan, será revisado cada dos años o antes si hubiera modificaciones a las instalaciones u organización o bien, nuevas disposiciones reglamentarias en materia de Protección Radiológica, o Seguridad Física.

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PLAN DE EMERGENCIA

2. NOTACIONES Y DEFINICIONES.

.1 Notaciones.

CNSNS AEC Atomic Energy Commission ICRP ININ LAILimite Anual de Incorporación LFN Laboratorio de Física Nuclear MPRS POE Personal Ocupacionalmente Expuesto R S R Responsable de Seguridad Radiológica R G S R UAMI Universidad Autónoma Metropolitana-Iztapalapa

Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias

International Commission on Radiological Protection. Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares

Manual de Procedimientos de Seguridad Radiológica

Reglamento General de Seguridad Radiológica

2.2 Definiciones.

Accidentes. -Cualquier evento anormal que involucre a fuentes de radiación ionizante.

Contaminación.-Es el depósito de material radiactivo en cualquier lugar que pueda dañar personas, o hacer inadecuados o inseguros para algún propósito productos o equipos. Es la presencia no requerida de material radiactivo Muchas veces referido como contaminación.

Emergencia.- Acto, omisión, situación o suceso que ocasiona un riesgo importante y, para cuyo control o eliminación es necesario emprender acciones correctivas inmediatas.

Exposición.- Es el cociente de dQ entre dm; donde dQ esel valor absoluto de la carga total de los iones de un signo producidos en aire cuando todos los electrones, positivos y negativos, liberados por fotones en una masa de aire dm son frenados completamente.

Fuente de Radiación Ionizante. - Cualquier dispositivo o material que emita radiación ionizante en forma cuantificabíe.

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PLAN DE EMERGENCIA

Fuente Sellada. - Todo material radiactivo permanentemente incorporado a un material encerrado en una cápsula hermética con resistencia mecánica suficiente para impedir el escape del radioisótopo o la dispersión de la sustancia radiactiva en las condiciones previsibles de utilización y desgaste.

Instalación Radiactiva. - Es la instalación donde se producen, manipulen, usen o almacenen equipos productores de radiación ionizante, materiales radiactivos o equipos que los contengan.

Responsable de Seguridad Radiológica. - Persona calificada y autorizada por el Organismo Reglamentador asignada a una instalación nuclear o radiactiva, para vigilar e implantar el cumplimiento de las normas que en materia de Protección Radiológica se tengan.

3. SITUACIONES Y ETAPAS DE EMERGENCIA.

Dado que en los experimentos que se desarrollan en el Laboratorio de Física Nuclear se manipulan fuentes ionizantes selladas, los accidentes que puedan originar la aplicación del Plan de Emergencia son mínimos debido a las características de las fuentes con que cuenta esta instalación, sin embargo a continuación se mencionan los que a nuestro criterio son relevantes:

3.1 Riesgos Probables en el Laboratorio de Física Nuclear

I) Extravío de fuentes radiactivas n) Robo de fuentes radiactivas III) Fuga de fuentes radiactivas IV) Ingestión de una fuente radiactiva

3.2 Desastres Probables en el Laboratorio de Física Nuclear

A) Inundación B) Incendio C ) Terremoto

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3.3. Nivel de Intervención.

La finalidad de la intervención es recobrar el control sobre la situación, reducir la exposición a la radiación de los individuos, aplicar las medidas adecuadas con el objeto de reducir al mínimo las posibles consecuencias, prestar inmediata asistencia a los individuos afectados y adoptar las primeras medidas para restablecer la normalidad y evitar daños al medio ambiente.

3.3. I Intervención Radiológica.

En esta instalación se tendrá una intervención radiológica cuando el incidente y/o accidente involucre directamente al material radiactivo, es decir cuando se requiera de monitores portátiles de radiación, ya sea para localizar fuentes extraviadas en el laboratorio o en el caso que se detecte o se sospeche de contaminación con material radiactivo.

3.3.2 Intervención de Contingencia Física.

Cualquier tipo de incidente y/o accidente que no involucra al material radiactivo, pero que ocurre dentro de los límites del Laboratorio de Física Nuclear, por ejemplo incendio, inundación, etc., y que no se requiere de equipo de monitoreo o de Protección Radiológica.

3.4 Clasificación de las Situaciones de Emergencia.

3.4. I Emergencia Interna.

Es declarada cuando las consecuencias de un accidente ya sea radiológico, y/o de Contingencia Física, están dentro del límite físico de las instalaciones respectivas, pudiendo clasificarse para esta instalación en:

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3.4.1.1 Emergencia Radiológica Interna Tipo "A".

En esta instalación será declarada dicha emergencia cuando no se rebase los Límites de Equivalente de Dosis que propone la ICRP y el RSR pueda resolver satisfactoriamente la emergencia con los medios disponibles en el esta Institución.

3.4.1.2 Emergencia Radiológica interna Tipo "B".

En esta instalación, se tendrá emergencias internas de tipo "B",en el momento que se detecte que cualquier alumno y/o POE rebase los Límites de Equivalente de Dosis propuestos por la ICRP en cualquiera de sus modalidades.

3.4.1.3 Emergencia de Contingencia Física.

Será declarada cuando el personal de vigilancia física de las diferentes instalaciones, seguramente pueden resolver satisfactoriamente la contingencia con los medios de que dispone.

3.4.2 Emergencia Externa.

Es declarada cuando las consecuencias de un accidente ya sea radiológico, y/o de Contingencia Física, están fuera del límite físico de las instalaciones respectivas, pudiendo intervenir grupos auxiliares externos a la Universidad tales como la propia CNSNS y la Policia Judicial Federal. Este caso es aplicable cuando por alguna razón el material radiactivo sea robado a la instalación. En estos casos deberá consultarse con el Representante Legal que en todo momento será quien decida el procedimiento a seguir, no sin antes informar a la CNSNS.

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3.5 Medidas Protectoras.

Las medidas de protección deberán ser implementadas para proteger a los alumnos, al POE y público en general en el evento de un accidente. Por lo que, las medidas deberán de ser lo suficientemente flexibles para ser adaptadas a la situación real y deberán tomarse dentro de la importancia del tipo de accidente, en general son los siguientes:

O Control de Acceso y Egreso. O Métodos de Protección Personal. O Cuidados Médicos. 0 Evacuación. O Descontaminación de Áreas. O Medidas de Control.

3.6 Etapas de una Emergencia:

3.6. I Fase inicial de Protección.

Es la fase que incluye las acciones y medidas protectoras destinadas directamente a la protección de personas donde el riesgo es inmediato y puede extenderse por corto tiempo según la naturaleza del accidente.

3.6.2 Fase Intermedia de Control.

Esta fase contempla las acciones y medidas protectoras para la planificación del control del accidente. Esta fase puede extenderse por algún tiempo, según la naturaleza del accidente.

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3.6.3 Fase Final de Recuperación

Esta fase incluye el restablecimiento de las condiciones de trabajo a niveles aceptables, por l o que ante esta situación se considerará terminada la emergencia, pudiendo continuar la etapa de recuperación, ya que ésta puede extenderse por largo tiempo después de la fase inicial, dependiendo de la naturaleza del accidente.

4 ORGANIZACI~N DE RESPUESTAS ANTE UNA SITUACI~N DE EMERGENCIA.

4.1 Estructura.

Considerando que la emergencia pudiera presentarse en esta instalación es una Emergencia Interna tipo "A", se tiene la Organización propuesta en el anexo I. En caso de tener emergencias mayores se informa y recurre a la CNSNS.

Responsable de Seguridad Radiológica.- Persona Calificada. Responsable de Seguridad Física y Servicios Auxiliares.- Persona calificada.

4.2 Funciones y Responsabilidades.

4.2. I Del Responsable del área o Responsable de Seguridad Radiológica.

a) Tener un Plan de Emergencia actualizado. b) Poner en marcha este Plan. c) Proporcionar los medios para la aplicación de este Plan. d) Atender directamente la emergencia. e) De ser necesario avisar a las autoridades correspondientes. f) Entregar a las autoridades correspondientes el informe oficial del accidente.

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4.2.2 De los Responsables de cada área o laboratorio.

a) Conocer el manejo e interpretación de los monitores y medidores de radiación. b) Tomar las medidas necesarias para la aplicación de este Plan. c) Establecer las áreas de emergencia. d) Establecer rutas de evacuación y puntos de reunión. e) Vigilar que los equipos, instrumentos, materiales y documentos mínimos estén en buenas condiciones.

3.2.3 Del Responsable de Seguridad Física y Servicios Auxiliares.

a) Conocer este Plan de Emergencia. b) Estar capacitado en el uso y manejo de los sistemas contra incendio. c) Estar siempre disponible cuando se requiera su intervención.

4.3. Equipo e Instalaciones de Emergencia.

4.3. I Equipo Requerido de Acuerdo a la Emergencia en esta Instalación:

Dosímetros (Dosímetros termoluminiscentes) Ropa de Protección (bata, overol, guantes, cubre boca, etc.) Detectores de Radiación (0-10 R/h) Rollo de Cinta Adhesiva (ancho) Cuaderno de Notas y Lápices Calculadora Botiquín de Primeros Auxilios Algodón Radiowash Bolsas de Plástico chicas y grandes Extinguidor

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4.3.2 Instalaciones.

Para el caso de emergencia deberá estar señalizada la ruta de evacuación a través de flechas en color rojo, los Sitios de Reunión ver anexo I1 'I Rutas de Evacuación y Sitios de Reunión"

5 FIN DEL ESTADO DE EMERGENCIA.

Dependiendo de la emergencia, se considerará terminada, cuando el Responsable de dicha emergencia a sí lo considere. Se debe elaborar el reporte correspondiente y se enviará a la CNSNS.

6 MANTENIMIENTO DE L A CAPACIDAD DE ACTUACIÓN EN SITUACIONES DE EMERGENCIA.

6.1 Consideraciones Generales.

Para asegurar que este Plan de Emergencias mantenga su eficacia, el personal encargado de atender las emergencias recibirá periódicamente capacitación en materia de Seguridad Radiológica, física y de primeros auxilios. Además efectuará entrenamientos y ejercicios periódicos, durante los cuales se revisará la eficacia del Plan de Emergencia de acuerdo con los resultados obtenidos.

6.2 Programa de Capacitación.

Es esencial que todas las personas que tengan que participar en el Plan de Emergencia, reciban capacitación adecuada en relación con sus funciones en situaciones de emergencia. El personal designado con experiencia suficiente deberá encargarse de garantizar que ,se establezca y ejecute un programa de capacitación satisfactorio.

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Cuando proceda, deberá tenerse en cuenta en el programa de capacitación la necesidad de cooperación y coordinación con otras personas o grupos de trabajo a los que incumban funciones de emergencia similares o complementarias. De manera general el programa de capacitación debe comprender los siguientes temas:

a) Radioprotección b) Seguridad e Higiene c) Primeros Auxilios

6.3 Ejercicios y Simulacros.

La finalidad de los ejercicios y simulacros en previsión de situaciones de emergencia son:

a) Comprobar el grado de eficacia con que pueden ponerse en práctica las

b) Observar la destreza del personal durante una emergencia c) Hacer las correcciones pertinentes a los errores cometidos durante el simulacro

secciones pertinentes del Plan de Emergencia.

6.4 Actualización del Plan de Emergencia.

Ya preparado el Plan de Emergencia, debe actualizarse y mantenerse operativo, deberá incorporarse sin demora toda mejora que resulte necesaria. La importancia de actualizar el Plan de Emergencia o los Procedimientos de ejecución es contar con herramientas suficientes para enfrentar diferentes situaciones de emergencia.

Las mejoras pueden ser observadas durante la capacitación, los entrenamientos y los ejercicios realizados, así como modificaciones en instalaciones o reglamentos.

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6.5 Mantenimiento e inventario de los equipos y materiales.

Los recursos materiales y equipos tendrán una revisión periódica, tanto en forma de inventario como de calibración y mantenimiento.

6.6 Registros.

En todo ejercicio o simulacro se llevará un registro con la suficiente amplitud de lo sucedido durante estos eventos, de tal manera que sirva de referencia para hacer un análisis y en su caso de realizar las modificaciones pertinentes al Plan de Emergencia.

7 INCIDENTES QUE PUEDEN DAR LUGAR A UN ACCIDENTE Y10 A UNA EMERGENCIA.

7.1 Riesgos Probables en el Laboratorio de Físicas Nuclear.

I) Extravío de fuentes radiactivas 11) Robo de fuentes radiactivas 111) Fuga de fuentes radiactivas IV) Ingestión de una fuente radiactiva

7..2 Desastres Probables en el Laboratorio de Física Nuclear A) Inundación B) Incendio C ) Terremoto

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En cualquiera de los casos de desastre se procederá de la siguiente forma:

1. Dar aviso a la CNSNS y al grupo de Seguridad Radiológica. 2. Delimitar el área. 3. Vigilar que el personal utilice el equipo de seguridad y porte su

4. Monitorear el área, registrando los niveles de dosis, de ser posible

5. Vigilar que no haya acceso al área.

dosímetro.

iniciar la descontaminación.

8. PROCEDIMIENTOS DE SEGURIDAD QUE SE DEBEN SEGUIR EN CASO DE ACCIDENTE Y/O EMERGENCIA.

8.1 Extravío de Fuente Radiactiva

0 Impedir el acceso al laboratorio del personal. 0 Búsqueda superficial a cargo del responsable de seguridad radiológica. 0 Monitoreo de la zona de trabajo y del laboratorio. 0 En caso de que no se localice la fuente, se procederá como si fuera robo

de fuente radiactiva.

8.2 Robo de Fuente Radiactiva

0 Dar aviso a la sección de vigilancia de la Universidad Autónoma Metropolitana, hacer de su conocimiento que se trata de material radiactivo, y solicitar su ayuda.

0 Comunicar a la comunidad universitaria del hechÓ, haciendo hincapié que se trata de material radiactivo peligroso; en caso de que tengan información disponible, dar parte a la sección de vigilancia, al grupo de seguridad radiológica o directamente a la CNSNS.

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8.3 Fuga de Fuente Radiactiva

0 Verificar que realmente existe fuga de material radiactivo. 0 Verificar si hay contaminación radiactiva del personal o de la zona de

trabajo que estuvo en contacto con la fuente. 0 En caso de contaminación se usará la siguiente rutina:

a) Antes de cualquier actividad, ponerse ropa de trabajo, usar equipo de protección, monitorear el área para delimitar la región contaminada y restringir la zona, marcándola con anuncios que eviten el paso a personal no autorizado.

b) Lavar primeramente con agua evitando el uso de estropajo.

c) Lavar con agua y jabón, detergente y/o un agente humectante; evitando estropajeo, es decir, no se debe tallar fuertemente.

d) Si los puntos anteriores no dan resultado, se deben emplear descontaminantes especiales, tales como agentes complejos, por ejemplo, el Radiowash. Este tipo de descontaminantes se deberán tener en el equipo de emergencia del laboratorio.

Para poder efectuar cualquier operación con material radiactivo, se revisará que el personal porte su dosímetro, se verificará el, estado de batenas y del monitor de radiación que usará, se protegerá el monitor con una bolsa de plástico y se usarán guantes, lo anterior como medida de precaución pues se desconoce si una fuente sellada se ha dañado.

En caso de que no haya contaminación, pero la fuente se encuentre fuera de su cápsula, se procederá a encapsularla con unas pinzas, de no ser posible se colocara un blindaje especial y se reportará del accidente al ININ o a la CNSNS para procedan al encapsulado de la fuente.

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8.4 Ingestión de Fuente Radiactiva

0 Dar aviso a la sección de Servicios Médicos de la Universidad, haciendo hincapié en que trata de material radiactivo, transladar al paciente inmediatamente al hospital de la Raza del IMSS.

0 Para los casos de desastre, se deberán seguir los procedimientos comunes de emergencia, tales como: guardar la calma, no correr, etc., los cuales se encuentran especificados en los letreros correspondientes colocados dentro del laboratorio.

8.5 Inundación

Verificar si las fuentes se encuentran dentro de la caja blindada. En caso de que las fuentes se encuentren fuera de la caja blindada, se procederá como en el caso de extravío de fuente, en el caso de contaminación, se procederá a descontaminar como se mencionó con anterioridad y teniendo en cuenta que el agua contaminada deberá ser vertida en el cárcamo.

8.6 Incendio

Verificar que las fuentes se encuentren dentro de la caja blindada. En su defecto, proceder como en el caso de extravío de fuente, y si 1a.situación lo amerita, como en el caso de contaminación de material radiactivo.

8.7 Terremoto

Verificar que las fuentes se encuentran dentro de la caja fuerte. En su defecto, proceder como en el caso de extravío de fuente, y de ser necesario, como en el caso de contaminación de material radiactivo. En el caso de que las fuentes se encuentren dentro de la caja, verificar la integridad de la misma, si no es así, se construirá un blindaje provisional que contendrá las fuentes mientras la caja es sustituida.

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ANEXO I

ORGANIZACI~N DEL GRUPO DE SEGURIDAD FÍSICA Y RADIOL~GIC A

UNIDAD IZTAPALAPA Av. Michoacán y La Pudsima. Col. Vlcentina, 09340 México. D.F. Tel.: 7244600 TEEFAX: (5) 612 0885 15

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Jefe del Depto.de IPH Dr. Tomás Viveros G.

Jefe del Área de IRE Dr. Juan J. Ambriz. G.

Jefe de la Sección de Servicios Auxiliares

Lic. Eliceo Camberos R.

esponsable de Seguridad Radiológica del LFN

I I

ORGANIZACIÓN DEL GRUPO DE SEGURIDAD FÍSICA Y RADIOL~GICA

UNIDAD IZTAPALAPA Av. Michoacán y La Purísima, Col. Vicentina, 09340 México, D.F. Tel.: 724-4600 TEEFAX: (5) 612 0885 15


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PLAN DE EMERGENCIA

ANEXO I1

PLANO DE LA PLANTA BAJA EDIFICIO "T"

UNIDAD IZTAPAUPA Av. Michoacán y La Purísima, Col. Vicantina, 09340 México, D.F. Tel.: 724-4600 TELEFAX: (5) 612 0885 16

SIMBOLOGIA

ZONANO CONIROLMA

u SALIDA DE EMFRCMCIA

MONTACARGAS

ASEO

SUBE

w i 4 4 A O n i

PLANTA BAJA EDIFICIO "T" CBI

Universidad Autónoma Metropolitana-Iztepaiapa

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REFERENCIAS BIBLIOGRÁFICAS

1). CNSNS, Gerencia de Seguridad Radiológica, "Guía para la Preparación del Análisis de Riesgos y Plan de Emergencia que debe Entregar el Solicitante de una Licencia."; Área de Instalaciones Radiactivas; México.

2). ININ, "Informe de Seguridad Radiológica y Plan de Emergencia". Departamento de Experimentación Nuclear, presentado por: Ing. Ma Cristina Ramírez Pinedo, Agosto, 1991

3). Reglamento General de Seguridad Radiológica, SEMIP, CNSNS, Segunda Edición, México 1992,1993.

4). An introduction to Radiation Protection. Alan Martin and Samuel A. Harbinson. 1979. Ed. Chapman and Hall.

5). Amauri G.R, Cortés C.A., Arias E. J. "Manual de Seguridad Radiológica" UAMI 1995.

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