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Tipos de radiación ionizante

Partículas alfa

Una partícula alfa es una colección estrechamente unida de dos protones y dos neutrones. Es idéntico a un helio-4 (⁴él) núcleo. De hecho, su destino final después de perder la mayor parte de su energía cinética es capturar dos electrones y convertirse en un átomo de helio.

Los radionucleidos emisores alfa son generalmente núcleos relativamente masivos. Casi todos los emisores alfa tienen números atómicos mayores o iguales que el del plomo (⁸²Pb). Cuando un núcleo se desintegra emitiendo una partícula alfa, tanto su número atómico (número de protones) como su número de neutrones se reducen en dos y su número de masa atómica se reduce en cuatro. Por ejemplo, la desintegración alfa del uranio-238 (²³⁸U) a torio-234 (²³⁴Th) está representado por:

El superíndice de la izquierda es el número de masa atómica (número de protones más neutrones), el subíndice de la izquierda es el número atómico (número de protones) y el subíndice de la derecha es el número de neutrones.

Los emisores alfa comunes emiten partículas alfa con energías cinéticas entre 4 y 5.5 MeV. Estas partículas alfa tienen un alcance en el aire de no más de unos 5 cm (ver figura 1). Se requieren partículas alfa con una energía de al menos 7.5 MeV para penetrar en la epidermis (la capa protectora de la piel, de 0.07 mm de espesor). Los emisores alfa generalmente no representan un riesgo de radiación externa. Son peligrosos sólo si se toman dentro del cuerpo. Debido a que depositan su energía en una distancia corta, las partículas alfa son radiación de alta transferencia de energía lineal (LET) y tienen un factor de ponderación de radiación grande; típicamente, w _R= 20.

Figura 1. Radiación de energía de rango de partículas alfa lentas en el aire a 15 y 760 m

partículas beta

Una partícula beta es un electrón o positrón altamente energético. (Un positrón es la antipartícula del electrón. Tiene la misma masa y la mayoría de las demás propiedades de un electrón excepto su carga, que es exactamente de la misma magnitud que la de un electrón pero es positiva). Los radionúclidos emisores de beta pueden ser de alto o bajo peso atómico.

Los radionucleidos que tienen un exceso de protones en comparación con los nucleidos estables de aproximadamente el mismo número de masa atómica pueden decaer cuando un protón en el núcleo se convierte en un neutrón. Cuando esto ocurre, el núcleo emite un positrón y una partícula extremadamente ligera que no interactúa mucho llamada neutrino. (El neutrino y su antipartícula no tienen interés en la protección contra la radiación). Cuando ha cedido la mayor parte de su energía cinética, el positrón finalmente choca con un electrón y ambos son aniquilados. La radiación de aniquilación producida es casi siempre dos fotones de 0.511 keV (kiloelectronvolt) que viajan en direcciones separadas 180 grados. Un decaimiento típico de positrones está representado por:

donde el positrón está representado por β⁺ y el neutrino por n. Tenga en cuenta que el nucleido resultante tiene el mismo número de masa atómica que el nucleido original y un número atómico (protón) mayor en uno y un número de neutrones menor en uno que los del nucleido original.

La captura de electrones compite con la desintegración de positrones. En el decaimiento por captura de electrones, el núcleo absorbe un electrón orbital y emite un neutrino. Un decaimiento de captura de electrones típico viene dado por:

La captura de electrones siempre es posible cuando el núcleo resultante tiene una energía total más baja que el núcleo inicial. Sin embargo, la desintegración de positrones requiere que la energía total de la inicial átomo es mayor que el de la resultante átomo en más de 1.02 MeV (el doble de la energía de masa en reposo del positrón).

Similar al decaimiento por captura de positrones y electrones, el negatrón (β^–) la descomposición se produce en núcleos que tienen un exceso de neutrones en comparación con núcleos estables de aproximadamente el mismo número de masa atómica. En este caso, el núcleo emite un negatrón (electrón energético) y un antineutrino. Una descomposición negatrón típica está representada por:

donde el negatrón está representado por β^– y el anti-neutrino por `n Aquí el núcleo resultante gana un neutrón a expensas de un protón pero de nuevo no cambia su número de masa atómica.

La descomposición alfa es una reacción de dos cuerpos, por lo que las partículas alfa se emiten con energías cinéticas discretas. Sin embargo, la desintegración beta es una reacción de tres cuerpos, por lo que las partículas beta se emiten en un espectro de energías. La energía máxima en el espectro depende del radionúclido en descomposición. La energía beta promedio en el espectro es aproximadamente un tercio de la energía máxima (ver figura 2).

Figura 2. Espectro de energía de los negatrones emitidos por ³²P

Las energías beta máximas típicas oscilan entre 18.6 keV para el tritio (³H) a 1.71 MeV para fósforo-32 (³²PAG).

El rango de partículas beta en el aire es de aproximadamente 3.65 m por MeV de energía cinética. Se requieren partículas beta de al menos 70 keV de energía para penetrar la epidermis. Las partículas beta son radiación de baja LET.

Radiación gamma

La radiación gamma es la radiación electromagnética emitida por un núcleo cuando experimenta una transición de un estado de mayor energía a uno de menor energía. El número de protones y neutrones en el núcleo no cambia en tal transición. Es posible que el núcleo haya quedado en el estado de mayor energía después de una desintegración alfa o beta anterior. Es decir, los rayos gamma a menudo se emiten inmediatamente después de las desintegraciones alfa o beta. Los rayos gamma también pueden resultar de la captura de neutrones y la dispersión inelástica de partículas subatómicas por los núcleos. Los rayos gamma más energéticos se han observado en los rayos cósmicos.

La Figura 3 es una imagen del esquema de descomposición del cobalto-60 (⁶⁰Co). Muestra una cascada de dos rayos gamma emitidos en níquel-60 (⁶⁰Ni) con energías de 1.17 MeV y 1.33 MeV tras la desintegración beta de ⁶⁰Co

Figura 3. Esquema de desintegración radiactiva para ⁶⁰Co

La Figura 4 es una imagen del esquema de descomposición del molibdeno-99 (⁹⁹Mes). Tenga en cuenta que el tecnecio-99 resultante (⁹⁹Tc) el núcleo tiene un estado excitado que dura un tiempo excepcionalmente largo (t_½ = 6 horas). Tal núcleo excitado se llama isómero. La mayoría de los estados nucleares excitados tienen vidas medias entre unos pocos picosegundos (ps) y 1 microsegundo (μs).

Figura 4. Esquema de desintegración radiactiva para ⁹⁹Mo

La Figura 5 es una imagen del esquema de descomposición del arsénico-74 (⁷⁴Como). Ilustra que algunos radionucleidos se desintegran en más de una forma.

Figura 5. Esquema de desintegración radiactiva para ⁷⁴Como, que ilustra los procesos competitivos de emisión de negatrones, emisión de positrones y captura de electrones (m₀ es la masa en reposo del electrón)

Mientras que las partículas alfa y beta tienen rangos definidos en la materia, los rayos gamma se atenúan exponencialmente (ignorando la acumulación que resulta de la dispersión dentro de un material) a medida que atraviesan la materia. Cuando se puede ignorar la acumulación, la atenuación de los rayos gamma viene dada por:

donde yo(x) es la intensidad de los rayos gamma en función de la distancia x en el material y μ es el coeficiente de atenuación de masa. El coeficiente de atenuación de masa depende de la energía de los rayos gamma y del material con el que interactúan los rayos gamma. Los valores del coeficiente de atenuación de masa se tabulan en muchas referencias. La figura 6 muestra la absorción de rayos gamma en la materia en condiciones de buena geometría (se puede ignorar la acumulación).

Figura 6. Atenuación de rayos gamma de 667 keV en Al y Pb en condiciones de buena geometría (la línea discontinua representa la atenuación de un haz de fotones polienergético)

La acumulación se produce cuando un amplio haz de rayos gamma interactúa con la materia. La intensidad medida en puntos dentro del material aumenta en relación con el valor esperado de "buena geometría" (haz estrecho) debido a los rayos gamma dispersados ​​desde los lados del haz directo hacia el dispositivo de medición. El grado de acumulación depende de la geometría del haz, del material y de la energía de los rayos gamma.

La conversión interna compite con la emisión gamma cuando un núcleo se transforma de un estado de mayor energía a uno de menor energía. En la conversión interna, un electrón orbital interno es expulsado del átomo en lugar de que el núcleo emita un rayo gamma. El electrón expulsado es directamente ionizante. A medida que los electrones orbitales externos caen a niveles de energía electrónica más bajos para llenar la vacante dejada por el electrón expulsado, el átomo emite rayos x. La probabilidad de conversión interna relativa a la probabilidad de emisión gamma aumenta con el aumento del número atómico.

Rayos X

Los rayos X son radiación electromagnética y, como tales, son idénticos a los rayos gamma. La distinción entre rayos X y rayos gamma es su origen. Mientras que los rayos gamma se originan en el núcleo atómico, los rayos x resultan de las interacciones de los electrones. Aunque los rayos X suelen tener energías más bajas que los rayos gamma, este no es un criterio para diferenciarlos. Es posible producir rayos X con energías mucho más altas que los rayos gamma resultantes de la desintegración radiactiva.

La conversión interna, discutida anteriormente, es un método de producción de rayos X. En este caso, los rayos x resultantes tienen energías discretas iguales a la diferencia en los niveles de energía entre los que transitan los electrones orbitales.

Las partículas cargadas emiten radiación electromagnética cada vez que se aceleran o desaceleran. La cantidad de radiación emitida es inversamente proporcional a la cuarta potencia de la masa de la partícula. Como resultado, los electrones emiten mucha más radiación x que las partículas más pesadas, como los protones, en igualdad de condiciones. Los sistemas de rayos X producen rayos X acelerando electrones a través de una gran diferencia de potencial eléctrico de muchos kV o MV. Luego, los electrones se desaceleran rápidamente en un material denso y resistente al calor, como el tungsteno (W).

Los rayos X emitidos por tales sistemas tienen energías repartidas en un espectro que va desde aproximadamente cero hasta la energía cinética máxima que poseen los electrones antes de la desaceleración. A menudo, superpuestos a este espectro continuo hay rayos X de energía discreta. Se producen cuando los electrones en desaceleración ionizan el material objetivo. A medida que otros electrones orbitales se mueven para llenar las vacantes que quedan después de la ionización, emiten rayos X de energías discretas de forma similar a como se emiten los rayos X después de la conversión interna. Se les llama característica rayos X porque son característicos del material del objetivo (ánodo). Consulte la figura 7 para ver un espectro de rayos X típico. La Figura 8 muestra un tubo de rayos X típico.

Figura 7. Espectro de rayos X que ilustra la contribución de los rayos X característicos producidos cuando los electrones llenan los huecos en la capa K de W (la longitud de onda de los rayos X es inversamente proporcional a su energía)

Los rayos X interactúan con la materia de la misma manera que lo hacen los rayos gamma, pero una simple ecuación de atenuación exponencial no describe adecuadamente la atenuación de los rayos X con un rango continuo de energías (consulte la figura 6). Sin embargo, como los rayos X de menor energía se eliminan más rápidamente del haz que los rayos X de mayor energía cuando atraviesan el material, la descripción de la atenuación se aproxima a una función exponencial.

Figura 8. Un tubo de rayos X simplificado con un ánodo estacionario y un filamento calentado

Neutrones

Generalmente, los neutrones no se emiten como resultado directo de la desintegración radiactiva natural. Se producen durante las reacciones nucleares. Los reactores nucleares producen neutrones en la mayor cantidad, pero los aceleradores de partículas y las fuentes especiales de neutrones, llamadas fuentes (α, n), también pueden producir neutrones.

Los reactores nucleares producen neutrones cuando los núcleos de uranio (U) del combustible nuclear se dividen o fisionan. De hecho, la producción de neutrones es esencial para mantener la fisión nuclear en un reactor.

Los aceleradores de partículas producen neutrones acelerando partículas cargadas, como protones o electrones, a altas energías para bombardear núcleos estables en un objetivo. Los neutrones son solo una de las partículas que pueden resultar de tales reacciones nucleares. Por ejemplo, la siguiente reacción produce neutrones en un ciclotrón que acelera iones de deuterio para bombardear un objetivo de berilio:

Los emisores alfa mezclados con berilio son fuentes portátiles de neutrones. Estas fuentes (α, n) producen neutrones a través de la reacción:

La fuente de las partículas alfa pueden ser isótopos como el polonio-210 (²¹⁰Correos),
plutonio-239 (²³⁹Pu) y americio-241 (²⁴¹Soy).

Los neutrones generalmente se clasifican según su energía, como se ilustra en la tabla 1. Esta clasificación es algo arbitraria y puede variar en diferentes contextos.

Tabla 1. Clasificación de los neutrones según su energía cinética

Existen varios modos posibles de interacción de los neutrones con la materia, pero los dos modos principales a los efectos de la seguridad radiológica son la dispersión elástica y la captura de neutrones.

La dispersión elástica es el medio por el cual los neutrones de mayor energía se reducen a energías térmicas. Los neutrones de mayor energía interactúan principalmente por dispersión elástica y, por lo general, no causan fisión ni producen material radiactivo por captura de neutrones. Son los neutrones térmicos los principales responsables de los últimos tipos de interacción.

La dispersión elástica ocurre cuando un neutrón interactúa con un núcleo y rebota con energía reducida. El núcleo que interactúa absorbe la energía cinética que pierde el neutrón. Después de ser excitado de esta manera, el núcleo pronto cede esta energía en forma de radiación gamma.

Cuando el neutrón finalmente alcanza energías térmicas (llamadas así porque el neutrón está en equilibrio térmico con su entorno), la mayoría de los núcleos lo capturan fácilmente. Los neutrones, al no tener carga, no son repelidos por el núcleo cargado positivamente como lo son los protones. Cuando un neutrón térmico se acerca a un núcleo y entra dentro del rango de la fuerza nuclear fuerte, del orden de unos pocos fm (fm = 10^-15 metros), el núcleo captura el neutrón. El resultado puede ser entonces un núcleo radiactivo que emite un fotón u otra partícula o, en el caso de núcleos fisionables como ²³⁵U y ²³⁹Pu, el núcleo de captura puede fisionarse en dos núcleos más pequeños y más neutrones.

Las leyes de la cinemática indican que los neutrones alcanzarán energías térmicas más rápidamente si el medio de dispersión elástico incluye una gran cantidad de núcleos ligeros. Un neutrón que rebota en un núcleo ligero pierde un porcentaje mucho mayor de su energía cinética que cuando rebota en un núcleo pesado. Por esta razón, el agua y los materiales hidrogenados son el mejor material de protección para frenar los neutrones.

Un haz monoenergético de neutrones se atenuará exponencialmente en el material, obedeciendo a una ecuación similar a la dada anteriormente para los fotones. La probabilidad de que un neutrón interactúe con un núcleo dado se describe en términos de la cantidad sección transversal. La sección transversal tiene unidades de área. La unidad especial para la sección transversal es el granero (b), definido por:

Es extremadamente difícil producir neutrones sin los rayos gamma y x que los acompañan. En general, se puede suponer que si hay neutrones presentes, también lo están los fotones de alta energía.

Fuentes de radiación ionizante

Radionucleidos primordiales

Los radionucleidos primordiales ocurren en la naturaleza porque sus vidas medias son comparables con la edad de la tierra. La Tabla 2 enumera los radionucleidos primordiales más importantes.

Cuadro 2. Radionucleidos primordiales

Los isótopos de uranio y torio encabezan una larga cadena de radioisótopos descendientes que, como resultado, también se producen de forma natural. La Figura 9, AC, ilustra las cadenas de decaimiento para ²³²Th ²³⁸U y ²³⁵U, respectivamente. Debido a que la desintegración alfa es común por encima del número de masa atómica 205 y el número de masa atómica de una partícula alfa es 4, existen cuatro cadenas de desintegración distintas para los núcleos pesados. Una de estas cadenas (ver figura 9, D), que para ²³⁷Np, no ocurre en la naturaleza. Esto se debe a que no contiene un radionucleido primordial (es decir, ningún radionucleido de esta cadena tiene una vida media comparable con la edad de la Tierra).

Figura 9. Serie de decaimiento (Z = número atómico; N = número de masa atómica)    

 Tenga en cuenta que los isótopos de radón (Rn) se encuentran en cada cadena (²¹⁹Rn ²²⁰Rn y ²²²Rn). Dado que Rn es un gas, una vez que se produce Rn, tiene la posibilidad de escapar a la atmósfera desde la matriz en la que se formó. Sin embargo, la vida media de ²¹⁹Rn es demasiado corto para permitir que cantidades significativas alcancen una zona de respiración. La vida media relativamente corta de ²²⁰Rn por lo general lo convierte en una preocupación de riesgo para la salud menor que ²²²Rn.

Sin incluir el Rn, los radionucleidos primordiales externos al cuerpo liberan en promedio una dosis efectiva anual de alrededor de 0.3 mSv a la población humana. La dosis efectiva anual real varía ampliamente y está determinada principalmente por la concentración de uranio y torio en el suelo local. En algunas partes del mundo donde las arenas de monacita son comunes, la dosis efectiva anual para un miembro de la población es de unos 20 mSv. En otros lugares, como en los atolones de coral y cerca de las costas, el valor puede ser tan bajo como 0.03 mSv (consulte la figura 9).

El radón generalmente se considera por separado de otros radionucleidos terrestres naturales. Se filtra en el aire desde el suelo. Una vez en el aire, Rn se descompone aún más en isótopos radiactivos de Po, bismuto (Bi) y Pb. Estos radionucleidos descendientes se adhieren a las partículas de polvo que pueden inhalarse y quedar atrapadas en los pulmones. Al ser emisores alfa, entregan casi toda su energía de radiación a los pulmones. Se estima que la dosis equivalente pulmonar anual promedio de dicha exposición es de aproximadamente 20 mSv. Esta dosis equivalente en los pulmones es comparable a una dosis efectiva en todo el cuerpo de aproximadamente 2 mSv. Claramente, el Rn y los radionucleidos de su progenie son los que más contribuyen a la dosis efectiva de radiación de fondo (ver figura 9).

Rayos cósmicos

La radiación cósmica incluye partículas energéticas de origen extraterrestre que golpean la atmósfera de la tierra (principalmente partículas y en su mayoría protones). También incluye partículas secundarias; principalmente fotones, neutrones y muones, generados por interacciones de partículas primarias con gases en la atmósfera.

En virtud de estas interacciones, la atmósfera sirve como escudo contra la radiación cósmica, y cuanto más delgado es este escudo, mayor es la tasa de dosis efectiva. Por lo tanto, la tasa de dosis efectiva de rayos cósmicos aumenta con la altitud. Por ejemplo, la tasa de dosis a una altitud de 1,800 metros es aproximadamente el doble que al nivel del mar.

Debido a que la radiación cósmica primaria consiste principalmente en partículas cargadas, está influenciada por el campo magnético terrestre. Las personas que viven en latitudes más altas reciben mayores dosis efectivas de radiación cósmica que las que se encuentran más cerca del ecuador terrestre. La variación debida a este efecto es del orden
de 10%.

Finalmente, la tasa de dosis efectiva de rayos cósmicos varía según la modulación de la salida de rayos cósmicos del sol. En promedio, los rayos cósmicos contribuyen con alrededor de 0.3 mSv a la dosis efectiva de radiación de fondo para todo el cuerpo.

Radionucleidos cosmogénicos

Los rayos cósmicos producen radionúclidos cosmogénicos en la atmósfera. Los más destacados son el tritio (³H), berilio-7 (⁷Ser), carbono-14 (¹⁴C) y sodio-22 (²²N / A). Son producidos por los rayos cósmicos que interactúan con los gases atmosféricos. Los radionucleidos cosmogénicos liberan una dosis efectiva anual de alrededor de 0.01 mSv. La mayor parte de esto proviene ¹⁴C.

Lluvia nuclear

Desde la década de 1940 hasta la década de 1960, se realizaron extensas pruebas de armas nucleares en la superficie. Esta prueba produjo grandes cantidades de materiales radiactivos y los distribuyó al medio ambiente en todo el mundo como polvillo radiactivo. Aunque gran parte de estos desechos se han descompuesto desde entonces en isótopos estables, las pequeñas cantidades que quedan serán una fuente de exposición durante muchos años. Además, las naciones que continúan probando ocasionalmente armas nucleares en la atmósfera se suman al inventario mundial.

Los principales contribuyentes de la lluvia radiactiva a la dosis efectiva actualmente son el estroncio-90 (⁹⁰Sr) y cesio-137 (¹³⁷Cs), los cuales tienen vidas medias de alrededor de 30 años. La dosis efectiva anual promedio de la lluvia radiactiva es de aproximadamente 0.05 mSv.

Material radiactivo en el cuerpo.

La deposición de radionucleidos naturales en el cuerpo humano resulta principalmente de la inhalación e ingestión de estos materiales en el aire, los alimentos y el agua. Dichos nucleidos incluyen radioisótopos de Pb, Po, Bi, Ra, K (potasio), C, H, U y Th. De estos, ⁴⁰K es el mayor contribuyente. Los radionucleidos naturales depositados en el cuerpo aportan alrededor de 0.3 mSv a la dosis efectiva anual.

Radiación producida por máquinas

El uso de rayos X en las artes curativas es la mayor fuente de exposición a la radiación producida por máquinas. Millones de sistemas médicos de rayos X están en uso en todo el mundo. La exposición promedio a estos sistemas médicos de rayos X depende en gran medida del acceso de la población a la atención. En los países desarrollados, la dosis efectiva anual promedio de radiación prescrita médicamente de rayos X y material radiactivo para diagnóstico y terapia es del orden de 1 mSv.

Los rayos X son un subproducto de la mayoría de los aceleradores de partículas de física de alta energía, especialmente aquellos que aceleran electrones y positrones. Sin embargo, el blindaje apropiado y las precauciones de seguridad, además de la población limitada en riesgo, hacen que esta fuente de exposición a la radiación sea menos importante que las fuentes anteriores.

Radionucleidos producidos mecánicamente

Los aceleradores de partículas pueden producir una gran variedad de radionucleidos en cantidades variables por medio de reacciones nucleares. Las partículas aceleradas incluyen protones, deuterones (²núcleos H), partículas alfa, mesones cargados, iones pesados, etc. Los materiales objetivo pueden estar hechos de casi cualquier isótopo.

Los aceleradores de partículas son prácticamente la única fuente de radioisótopos emisores de positrones. (Los reactores nucleares tienden a producir radioisótopos ricos en neutrones que se desintegran por emisión de negatrones). También se utilizan cada vez más para producir isótopos de vida corta para uso médico, especialmente para la tomografía por emisión de positrones (PET).

Materiales y productos de consumo mejorados tecnológicamente

Los rayos X y los materiales radiactivos aparecen, deseados y no deseados, en un gran número de operaciones modernas. La Tabla 3 enumera estas fuentes de radiación.

Cuadro 3. Fuentes y estimaciones de las dosis efectivas asociadas a la población de materiales y productos de consumo mejorados tecnológicamente

Fuente: NCRP 1987.

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Características básicas de diseño de las instalaciones de radiación

Los peligros asociados con el manejo y uso de fuentes de radiación requieren características especiales de diseño y construcción que no se requieren para laboratorios o áreas de trabajo convencionales. Estas características especiales de diseño se incorporan para que el trabajador de la instalación no se vea obstaculizado indebidamente y al mismo tiempo se garantice que no esté expuesto a peligros de radiación internos o externos indebidos.

El acceso a todas las áreas donde podría ocurrir exposición a fuentes de radiación o materiales radiactivos debe controlarse no solo con respecto a los trabajadores de la instalación a quienes se les puede permitir ingresar a dichas áreas de trabajo, sino también con respecto al tipo de ropa o equipo de protección que deben usar. y las precauciones que deben tomar en las áreas controladas. En la administración de tales medidas de control, ayuda a clasificar las áreas de trabajo de radiación según la presencia de radiación ionizante, la presencia de contaminación radiactiva o ambas. La introducción de tales conceptos de clasificación de áreas de trabajo en las primeras etapas de planificación dará como resultado que la instalación tenga todas las características necesarias para que las operaciones con fuentes de radiación sean menos peligrosas.

Clasificación de áreas de trabajo y tipos de laboratorio

La base para la clasificación del área de trabajo es la agrupación de radionucleidos según sus radiotoxicidades relativas por unidad de actividad. El grupo I debe clasificarse como radionucleidos de toxicidad muy alta, el grupo II como radionucleidos de toxicidad moderada a alta, el grupo III como radionucleidos de toxicidad moderada y el grupo IV como radionucleidos de toxicidad baja. El cuadro 1 muestra la clasificación por grupos de toxicidad de muchos radionucleidos.

Cuadro 1. Radionucleidos clasificados según su radiotoxicidad relativa por unidad de actividad

(OIEA 1973)

Se pueden prever tres tipos amplios de laboratorios sobre la base de consideraciones de radiotoxicidad, las cantidades o cantidades de materiales radiactivos que se manejarán en el área de trabajo y el tipo de operaciones involucradas.

La Tabla 2 describe los laboratorios por tipo y proporciona ejemplos para cada tipo. La Tabla 3 muestra los tipos de laboratorios junto con la clasificación del área de trabajo y el control de acceso (IAEA 1973).

Tabla 2. Clasificación de las áreas de trabajo

(ICRP 1977, OIEA 1973)

Tabla 3. Clasificación de laboratorios para el manejo de materiales radiactivos

(ICRP 1977, OIEA 1973)

Los peligros que implica trabajar con materiales radiactivos dependen no solo del nivel de radiotoxicidad o toxicidad química y de la actividad de los radionucleidos, sino también de la forma física y química del material radiactivo y de la naturaleza y complejidad de la operación o procedimiento que se realiza.

Ubicación de una instalación de radiación en un edificio

Cuando una instalación de radiación es parte de un gran edificio, se debe tener en cuenta lo siguiente al decidir la ubicación de dicha instalación:

• La instalación de radiación debe ubicarse en una parte relativamente poco frecuentada del edificio, de modo que el acceso al área pueda controlarse fácilmente.
• El potencial de incendios debe ser mínimo en el área elegida.
• La ubicación de la instalación de radiación y la calefacción y ventilación proporcionadas deberían ser tales que las posibilidades de propagación de la contaminación radiactiva tanto en la superficie como en el aire sean mínimas.
• La ubicación de la instalación de radiación debe elegirse juiciosamente, de modo que con un gasto mínimo de blindaje, los niveles de radiación puedan mantenerse efectivamente dentro de los límites establecidos en las inmediaciones.

Planificación de instalaciones de radiación

Cuando se prevea una gradación de los niveles de actividad, el laboratorio debería ubicarse de modo que el acceso a las áreas donde existan niveles elevados de radiación o contaminación radiactiva sea gradual; es decir, uno ingresa primero a un área sin radiación, luego a un área de baja actividad, luego a un área de actividad media y así sucesivamente.

La necesidad de un control elaborado de la ventilación en laboratorios pequeños puede evitarse mediante el uso de campanas o cajas de guantes para manipular fuentes de material radiactivo no selladas. Sin embargo, el sistema de ventilación debe estar diseñado para permitir el flujo de aire en una dirección tal que cualquier material radiactivo que se transporte por el aire se aleje del trabajador expuesto a radiación. El flujo de aire siempre debe ser desde un área no contaminada hacia un área contaminada o potencialmente contaminada.

Para la manipulación de fuentes no selladas de radiactividad baja a media, la velocidad media del aire a través de la abertura de la campana debe ser de unos 0.5 ms^-1. Para radiactividad altamente radiotóxica o de alto nivel, la velocidad del aire a través de la abertura debe elevarse a un promedio de 0.6 a
1.0 ms^-1. Sin embargo, las velocidades del aire excesivamente altas pueden extraer materiales radiactivos de los contenedores abiertos y contaminar toda el área de la campana.

La ubicación de la campana en el laboratorio es importante con respecto a las corrientes de aire cruzadas. En general, una campana debe ubicarse lejos de las puertas por donde debe entrar el aire de suministro o de reposición. Los ventiladores de doble velocidad permitirán la operación a una velocidad de aire más alta mientras la campana está en uso y una velocidad más baja cuando está cerrada.

El objetivo de cualquier sistema de ventilación debe ser:

• proporcionar condiciones de trabajo cómodas
• proporcionar cambios de aire continuos (de tres a cinco cambios por hora) con el fin de eliminar y diluir los contaminantes del aire indeseables
• minimizar la contaminación de otras áreas del edificio y del medio ambiente.

En el diseño de instalaciones de radiación, los requisitos de blindaje pesado pueden minimizarse mediante la adopción de ciertas medidas simples. Por ejemplo, para terapia de radiación, aceleradores, generadores de neutrones o fuentes de radiación panorámica, un laberinto puede reducir la necesidad de una puerta revestida de plomo pesado. La reducción de la barrera de protección primaria en áreas que no están directamente en el haz útil o la ubicación de la instalación parcial o completamente bajo tierra puede reducir significativamente la cantidad de protección requerida.

Se debe prestar especial atención a la ubicación adecuada de las ventanas de visualización, los cables de conductos subterráneos y los deflectores del sistema de ventilación. La ventana de visualización debe interceptar únicamente la radiación dispersa. Aún mejor es un circuito cerrado de televisión, que también puede mejorar la eficiencia.

Acabados superficiales dentro de un área de trabajo

Todas las superficies sin tratar, como yeso, hormigón, madera, etc., deben sellarse permanentemente con un material adecuado. La elección del material debe hacerse teniendo en cuenta las siguientes consideraciones:

• la provisión de una superficie lisa, químicamente inerte
• las condiciones ambientales de temperatura, humedad y desgaste mecánico a las que pueden estar expuestas las superficies
• compatibilidad con los campos de radiación a los que está expuesta la superficie
• la necesidad de facilidad de reparación en caso de daño.

No se recomiendan las pinturas, barnices y lacas comunes para cubrir superficies de desgaste. La aplicación de un material de superficie que se pueda quitar fácilmente puede ser útil si se produce contaminación y se requiere descontaminación. Sin embargo, la eliminación de dichos materiales a veces puede ser difícil y complicada.

Plomería

Los fregaderos, lavabos y desagües de piso deben estar debidamente marcados. Los lavabos donde se puedan lavar las manos contaminadas deben tener grifos que se operen con la rodilla o con el pie. Puede ser económico reducir el mantenimiento mediante el uso de tuberías que se pueden descontaminar o reemplazar fácilmente si es necesario. En algunos casos, puede ser aconsejable instalar tanques de retención o almacenamiento subterráneos para controlar la eliminación de materiales radiactivos líquidos.

Diseño de protección contra la radiación

El blindaje es importante para reducir la exposición a la radiación de los trabajadores de las instalaciones y del público en general. Los requisitos de blindaje dependen de una serie de factores, incluido el tiempo que los trabajadores expuestos a la radiación o los miembros del público están expuestos a las fuentes de radiación y el tipo y la energía de las fuentes de radiación y los campos de radiación.

En el diseño de pantallas de radiación, el material de protección debe colocarse cerca de la fuente de radiación si es posible. Se deben hacer consideraciones separadas de blindaje para cada tipo de radiación en cuestión.

El diseño de blindaje puede ser una tarea compleja. Por ejemplo, el uso de computadoras para modelar el blindaje de aceleradores, reactores y otras fuentes de radiación de alto nivel está fuera del alcance de este artículo. Siempre se debe consultar a expertos calificados para el diseño de blindaje complejo.

Blindaje de fuente gamma

La atenuación de la radiación gamma es cualitativamente diferente de la de la radiación alfa o beta. Ambos tipos de radiación tienen un rango definido en la materia y se absorben por completo. La radiación gamma, por otro lado, puede reducirse en intensidad mediante absorbentes cada vez más gruesos, pero no puede absorberse por completo. Si la atenuación de los rayos gamma monoenergéticos se mide en condiciones de buena geometría (es decir, la radiación está bien colimada en un haz estrecho), los datos de intensidad, cuando se trazan en un gráfico semilogarítmico en función del espesor del absorbente, estarán en línea recta. con la pendiente igual a la atenuación
coeficiente, µ.

La intensidad o tasa de dosis absorbida transmitida a través de un absorbedor se puede calcular de la siguiente manera:

I_(T) = I₍₀₎e^{– μ t}

donde I(t) es la intensidad de los rayos gamma o la tasa de dosis absorbida transmitida a través de un absorbedor de espesor t.

Las unidades de μ y t son recíprocos entre sí. Si el espesor del absorbente t se mide en cm, entonces μ es el coeficiente de atenuación lineal y tiene unidades de cm^-1. Si t tiene unidades de densidad de área (g/cm²), entonces μ es el coeficiente de atenuación de masa μ_m y tiene unidades de cm²/gramo.

Como una aproximación de primer orden utilizando densidad de área, todos los materiales tienen aproximadamente las mismas propiedades de atenuación de fotones para fotones con energías entre aproximadamente 0.75 y 5.0 MeV (megaelectronvoltios). Dentro de este rango de energía, las propiedades de protección gamma son aproximadamente proporcionales a la densidad del material de protección. Para energías de fotones más bajas o más altas, los absorbentes de número atómico más alto proporcionan un blindaje más eficaz que los de número atómico más bajo, para una densidad de área determinada.

En condiciones de geometría pobre (por ejemplo, para un haz ancho o para un escudo grueso), la ecuación anterior subestimará significativamente el grosor del escudo requerido porque asume que cada fotón que interactúa con el escudo será removido del haz y no será detectado. El escudo puede dispersar una cantidad significativa de fotones hacia el detector, o los fotones que se habían dispersado fuera del haz pueden dispersarse nuevamente dentro de él después de una segunda interacción.

Se puede estimar un espesor de escudo para condiciones de geometría deficiente mediante el uso del factor de acumulación B que puede estimarse de la siguiente manera:

I_(T) = I₍₀₎Be^{– μ t}

El factor de acumulación es siempre mayor que uno, y puede definirse como la relación entre la intensidad de la radiación de fotones, incluidas la radiación primaria y la dispersa, en cualquier punto del haz, a la intensidad del haz primario solo en ese punto. El factor de acumulación puede aplicarse al flujo de radiación oa la tasa de dosis absorbida.

Los factores de acumulación se han calculado para varias energías de fotones y varios absorbentes. Muchos de los gráficos o tablas dan el espesor del escudo en términos de longitudes de relajación. Una longitud de relajación es el grosor de un escudo que atenuará un haz angosto a 1/e (alrededor del 37%) de su intensidad original. Una longitud de relajación, por lo tanto, es numéricamente igual al recíproco del coeficiente de atenuación lineal (es decir, 1/μ).

El espesor de un absorbedor que, cuando se introduce en el haz de fotones primario, reduce la tasa de dosis absorbida a la mitad se denomina capa de valor medio (HVL) o espesor de valor medio (HVT). El HVL se puede calcular de la siguiente manera:

HVL = ln2 / μ

El grosor del escudo de fotones requerido se puede estimar asumiendo un haz estrecho o una buena geometría mientras se calcula el blindaje requerido y luego aumentando el valor así encontrado por un HVL para tener en cuenta la acumulación.

El espesor de un absorbedor que, cuando se introduce en el haz de fotones primario, reduce la tasa de dosis absorbida en una décima parte es la capa de valor décimo (TVL). Un TVL equivale aproximadamente a 3.32 HVL, ya que:

ln10 / ln2 ≈ 3.32

Los valores de TVL y HVL se han tabulado para varias energías de fotones y varios materiales de protección comunes (p. ej., plomo, acero y hormigón) (Schaeffer 1973).

La intensidad o tasa de dosis absorbida de una fuente puntual obedece a la ley del inverso del cuadrado y se puede calcular de la siguiente manera:

donde I_i es la intensidad del fotón o tasa de dosis absorbida a distancia d_i de la fuente.

Blindaje de equipos de rayos X médicos y no médicos

El blindaje para equipos de rayos X se considera en dos categorías, blindaje de fuente y blindaje estructural. El blindaje de la fuente generalmente lo proporciona el fabricante de la carcasa del tubo de rayos X.

Las normas de seguridad especifican un tipo de carcasa de tubo protector para instalaciones de rayos X de diagnóstico médico y otro tipo para instalaciones de rayos X médicas terapéuticas. Para los equipos de rayos X no médicos, la carcasa del tubo y otras partes del aparato de rayos X, como el transformador, están protegidas para reducir la fuga de radiación de rayos X a niveles aceptables.

Todas las máquinas de rayos X, tanto médicas como no médicas, tienen carcasas de tubos protectores diseñadas para limitar la cantidad de radiación de fuga. La radiación de fuga, tal como se utiliza en estas especificaciones para las carcasas de los tubos, se refiere a toda la radiación procedente de la carcasa del tubo excepto el haz útil.

El blindaje estructural para una instalación de rayos X brinda protección contra el haz de rayos X útil o primario, contra la radiación de fuga y contra la radiación dispersa. Encierra tanto el equipo de rayos X como el objeto que se está irradiando.

La cantidad de radiación dispersa depende del tamaño del campo de rayos X, la energía del haz útil, el número atómico efectivo de los medios de dispersión y el ángulo entre el haz útil entrante y la dirección de dispersión.

Un parámetro de diseño clave es la carga de trabajo de las instalaciones (W):

donde W es la carga de trabajo semanal, generalmente expresada en mA-min por semana; E es la corriente del tubo multiplicada por el tiempo de exposición por vista, generalmente expresado en mA s; N_v es el número de vistas por paciente u objeto irradiado; N_p es el número de pacientes u objetos por semana y k es un factor de conversión (1 min dividido por 60 s).

Otro parámetro de diseño clave es el factor de uso. U_n para una pared (o suelo o techo) n. La pared puede proteger cualquier área ocupada, como una sala de control, una oficina o una sala de espera. El factor de uso viene dado por:

dónde, N_vn es el número de vistas en las que el haz de rayos X primario se dirige hacia la pared n.

Los requisitos de blindaje estructural para una instalación de rayos X dada están determinados por lo siguiente:

• el potencial máximo del tubo, en kilovoltios-pico (kVp), al cual se opera el tubo de rayos X
• la corriente máxima del haz, en mA, a la que funciona el sistema de rayos X
• la carga de trabajo (W), que es una medida, en unidades adecuadas (generalmente mA-min por semana), de la cantidad de uso del sistema de rayos X
• el factor de uso (U), que es la fracción de la carga de trabajo durante la cual el haz útil apunta en la dirección de interés
• el factor de ocupación (T), que es el factor por el cual se debe multiplicar la carga de trabajo para corregir por el grado o tipo de ocupación del área a proteger
• la tasa equivalente de dosis máxima permisible (P) a una persona para áreas controladas y no controladas (los límites típicos de dosis absorbida son 1 mGy para un área controlada en una semana y 0.1 mGy para un área no controlada en una semana)
• tipo de material de protección (por ejemplo, plomo u hormigón)
• la distancia (d) desde la fuente hasta el lugar protegido.

Con estas consideraciones incluidas, el valor de la relación de haz primario o factor de transmisión K en mGy por mA-min a un metro viene dado por:

El blindaje de la instalación de rayos X debe construirse de manera que la protección no se vea afectada por las juntas; por aberturas para conductos, tuberías, etc., que atraviesan las barreras; o por conductos, cajas de servicios, etc., embebidos en las barreras. El blindaje debe cubrir no solo la parte posterior de las cajas de servicio, sino también los lados, o extenderse lo suficiente para ofrecer una protección equivalente. Los conductos que pasan a través de barreras deben tener curvas suficientes para reducir la radiación al nivel requerido. Las ventanas de observación deben tener un blindaje equivalente al requerido para la partición (barrera) o puerta en la que están ubicadas.

Las instalaciones de radioterapia pueden requerir enclavamientos de puertas, luces de advertencia, circuito cerrado de televisión o medios de comunicación audible (por ejemplo, voz o timbre) y visual entre cualquier persona que pueda estar en la instalación y el operador.

Las barreras protectoras son de dos tipos:

1. barreras protectoras primarias, que son suficientes para atenuar el haz primario (útil) al nivel requerido
2. barreras protectoras secundarias, que son suficientes para atenuar las fugas, la radiación dispersa y perdida al nivel requerido.

Para diseñar la barrera protectora secundaria, calcule por separado el espesor requerido para proteger contra cada componente. Si los espesores requeridos son aproximadamente iguales, agregue un HVL adicional al mayor espesor calculado. Si la mayor diferencia entre los espesores calculados es de un TVL o más, será suficiente el mayor de los valores calculados.

La intensidad de la radiación dispersa depende del ángulo de dispersión, la energía del haz útil, el tamaño del campo o el área de dispersión y la composición del sujeto.

Al diseñar barreras protectoras secundarias, se hacen las siguientes suposiciones conservadoras simplificadoras:

1. Cuando los rayos x se producen a 500 kV o menos, la energía de la radiación dispersada es igual a la energía del haz útil.
2. Después de dispersarse, el espectro de energía de rayos X para haces generados a voltajes superiores a 500 kV se degrada al de un haz de 500 kV, y la tasa de dosis absorbida a 1 m y 90 grados del dispersor es el 0.1% de la del dispersor. haz útil en el punto de dispersión.

La relación de transmisión para la radiación dispersa se expresa en términos del factor de transmisión de dispersión (K_μx) con unidades de mGy•m² (mA-mín)^-1:

donde P es la tasa de dosis absorbida semanal máxima (en mGy), d_Scat es la distancia desde el objetivo del tubo de rayos X y el objeto (paciente), d_AMF es la distancia desde el dispersor (objeto) hasta el punto de interés que las barreras secundarias deben proteger, a es la relación entre la radiación dispersa y la radiación incidente, f es el tamaño real del campo de dispersión (en cm²), o F es un factor que explica el hecho de que la salida de rayos X aumenta con el voltaje. valores menores de K_µx requieren escudos más gruesos.

El factor de atenuación de fuga B_LX para los sistemas de rayos X de diagnóstico se calcula de la siguiente manera:

donde d es la distancia desde el objetivo del tubo hasta el punto de interés y I es la corriente del tubo en mA.

La relación de atenuación de barrera para los sistemas de rayos X terapéuticos que funcionan a 500 kV o menos viene dada por:

Para tubos de rayos X terapéuticos que funcionan a potenciales superiores a 500 kV, la fuga suele limitarse al 0.1% de la intensidad del haz útil a 1 m. El factor de atenuación en este caso es:

donde X_n es la tasa de dosis absorbida (en mGy/h) a 1 m de un tubo de rayos X terapéutico operado con una corriente de tubo de 1 mA.

El número n de HVL necesarios para obtener la atenuación deseada B_LX se obtiene de la relación:

or

Blindaje de partículas beta

Se deben considerar dos factores al diseñar un escudo para un emisor beta de alta energía. Son las propias partículas beta y las bremsstrahlung producido por partículas beta absorbidas en la fuente y en el escudo. Bremsstrahlung Consiste en fotones de rayos X producidos cuando las partículas cargadas a alta velocidad experimentan una rápida desaceleración.

Por lo tanto, un escudo beta a menudo consta de una sustancia de bajo número atómico (para minimizar bremsstrahlung producción) que es lo suficientemente grueso como para detener todas las partículas beta. A esto le sigue un material de alto número atómico que es lo suficientemente grueso para atenuar bremsstrahlung a un nivel aceptable. (Invertir el orden de los escudos aumenta bremsstrahlung producción en el primer escudo a un nivel tan alto que el segundo escudo puede proporcionar una protección inadecuada).

A efectos de estimar bremsstrahlung riesgo, se puede utilizar la siguiente relación:

donde f es la fracción de la energía beta incidente convertida en fotones, Z es el número atómico del absorbedor, y E_β es la energía máxima del espectro de partículas beta en MeV. Para asegurar una protección adecuada, normalmente se supone que todos bremsstrahlung los fotones son de máxima energía.

La bremsstrahlung flujo F a distancia d de la fuente beta se puede estimar de la siguiente manera:

`E_β es la energía promedio de las partículas beta y se puede estimar mediante:

El rango R_β de partículas beta en unidades de densidad de área (mg/cm²) se puede estimar de la siguiente manera para partículas beta con energías entre 0.01 y 2.5 MeV:

donde R_β está en mg/cm² y E_β está en MeV.

E_β>2.5 MeV, el rango de partículas beta R_β puede estimarse de la siguiente manera:

donde R_β está en mg/cm² y E_β está en MeV.

Blindaje de partículas alfa

Las partículas alfa son el tipo de radiación ionizante menos penetrante. Debido a la naturaleza aleatoria de sus interacciones, el rango de una partícula alfa individual varía entre valores nominales como se indica en la figura 1. El rango en el caso de las partículas alfa puede expresarse de diferentes maneras: por rango mínimo, medio, extrapolado o máximo . El rango medio es el que se puede determinar con mayor precisión, corresponde al rango de la partícula alfa "promedio" y se usa con mayor frecuencia.

Figura 1. Distribución típica del rango de partículas alfa

El aire es el medio absorbente más comúnmente utilizado para especificar la relación rango-energía de las partículas alfa. Por energía alfa E_α menos de aproximadamente 4 MeV, R_α en el aire está dada aproximadamente por:

donde R_α está en cm, E_α en MeV.

E_α entre 4 y 8 MeV, R_α en el aire viene dada aproximadamente por:

donde R_α está en cm, E_α en MeV.

El rango de partículas alfa en cualquier otro medio se puede estimar a partir de la siguiente relación:

R_α (en otro medio; mg/cm²) » 0.56 A^1/3 R_α (en el aire; cm) donde A es el número atómico del medio.

blindaje de neutrones

Como regla general para el blindaje de neutrones, se logra el equilibrio de energía de neutrones y luego permanece constante después de una o dos longitudes de relajación del material de blindaje. Por lo tanto, para pantallas más gruesas que algunas longitudes de relajación, la dosis equivalente fuera de la pantalla de hormigón o hierro se atenuará con longitudes de relajación de 120 g/cm² o 145 g / cm², respectivamente.

La pérdida de energía de los neutrones por dispersión elástica requiere un escudo hidrogenado para maximizar la transferencia de energía a medida que los neutrones se moderan o se ralentizan. Para energías de neutrones superiores a 10 MeV, los procesos inelásticos son eficaces para atenuar los neutrones.

Al igual que con los reactores de energía nuclear, los aceleradores de alta energía requieren un fuerte blindaje para proteger a los trabajadores. La mayor parte de los equivalentes de dosis para los trabajadores provienen de la exposición a material radiactivo activado durante las operaciones de mantenimiento. Los productos de activación se producen en los componentes y sistemas de soporte del acelerador.

Monitoreo del Ambiente de Trabajo

Es necesario tratar por separado el diseño de programas de vigilancia rutinaria y operativa del entorno laboral. Se diseñarán programas especiales de seguimiento para lograr objetivos específicos. No es deseable diseñar programas en términos generales.

Monitoreo de rutina para radiación externa

Una parte importante en la preparación de un programa para el monitoreo de rutina de la radiación externa en el lugar de trabajo es realizar un estudio integral cuando se pone en servicio una nueva fuente de radiación o una nueva instalación, o cuando se han realizado o pueden haberse realizado cambios sustanciales. realizado en una instalación existente.

La frecuencia del monitoreo de rutina se determina considerando los cambios esperados en el entorno de radiación. Si los cambios en el equipo de protección o las alteraciones de los procesos llevados a cabo en el lugar de trabajo son mínimos o no sustanciales, rara vez se requiere un monitoreo radiológico de rutina del lugar de trabajo con fines de revisión. Si los campos de radiación están sujetos a aumentar rápida e impredeciblemente a niveles potencialmente peligrosos, entonces se requiere un sistema de alerta y monitoreo de radiación de área.

Vigilancia operativa de la radiación externa

El diseño de un programa de monitoreo operativo depende en gran medida de si las operaciones a realizar influyen en los campos de radiación o si los campos de radiación permanecerán sustancialmente constantes durante las operaciones normales. El diseño detallado de tal encuesta depende críticamente de la forma de la operación y de las condiciones bajo las cuales se lleva a cabo.

Monitoreo de rutina para la contaminación de la superficie

El método convencional de monitoreo de rutina para la contaminación de superficies es monitorear una fracción representativa de las superficies en un área con una frecuencia dictada por la experiencia. Si las operaciones son tales que es probable que haya una contaminación superficial considerable y que los trabajadores puedan sacar cantidades significativas de material radiactivo fuera del área de trabajo en un solo evento, el monitoreo de rutina debe complementarse con el uso de monitores de contaminación del portal.

Supervisión operativa de la contaminación superficial

Una forma de monitoreo operativo es la inspección de artículos para detectar contaminación cuando salen de un área controlada radiológicamente. Este control debe incluir las manos y los pies de los trabajadores.

Los principales objetivos de un programa de seguimiento de la contaminación superficial son:

• para ayudar a prevenir la propagación de la contaminación radiactiva
• para detectar fallas de contención o desviaciones de buenos procedimientos operativos
• limitar la contaminación de la superficie a niveles en los que las normas generales de buena limpieza sean adecuadas para mantener las exposiciones a la radiación tan bajas como sea razonablemente posible y evitar exposiciones excesivas causadas por la contaminación de la ropa y la piel
• proporcionar información para la planificación de programas optimizados para individuos, para el monitoreo del aire y para la definición de procedimientos operativos.

Monitoreo de contaminación en el aire

La vigilancia de los materiales radiactivos transportados por el aire es importante porque la inhalación suele ser la vía más importante de incorporación de dichos materiales por parte de los trabajadores expuestos a radiaciones.

El monitoreo del lugar de trabajo para la contaminación del aire será necesario de manera rutinaria en las siguientes circunstancias:

• cuando los materiales gaseosos o volátiles se manejan en cantidad
• cuando la manipulación de cualquier material radiactivo en tales operaciones da como resultado una contaminación frecuente y sustancial del lugar de trabajo
• durante el procesamiento de materiales radiactivos de moderada a alta toxicidad
• durante la manipulación de radionucleidos terapéuticos no sellados en hospitales
• durante el uso de celdas calientes, reactores y conjuntos críticos.

Cuando se requiere un programa de monitoreo del aire, debe:

• ser capaz de evaluar el límite superior probable de la inhalación de material radiactivo por los trabajadores de la radiación
• ser capaz de llamar la atención sobre la contaminación inesperada en el aire para que los trabajadores de la radiación puedan estar protegidos y se puedan instituir medidas correctivas
• proporcionar información para la planificación de programas de monitoreo individual de contaminación interna.

La forma más común de monitoreo de la contaminación en el aire es el uso de muestreadores de aire en varios lugares seleccionados para que sean razonablemente representativos de las zonas de respiración de los trabajadores expuestos a radiación. Puede ser necesario hacer que las muestras representen con mayor precisión las zonas de respiración utilizando muestreadores personales de aire o de solapa.

Detección y medida de radiación y contaminación radiactiva

El seguimiento o inspección mediante toallitas e instrumentos de inspección de superficies de trabajo, suelos, ropa, piel y otras superficies son, en el mejor de los casos, procedimientos cualitativos. Es difícil hacerlos altamente cuantitativos. Los instrumentos utilizados suelen ser tipos de detección en lugar de dispositivos de medición. Dado que la cantidad de radiactividad involucrada suele ser pequeña, la sensibilidad de los instrumentos debe ser alta.

El requisito de portabilidad de los detectores de contaminación depende de sus usos previstos. Si el instrumento es para monitoreo de propósito general de superficies de laboratorio, es deseable un tipo de instrumento portátil. Si el instrumento es para un uso específico en el que el elemento a monitorear puede llevarse al instrumento, entonces la portabilidad no es necesaria. Los monitores de ropa y los monitores de mano y calzado generalmente no son portátiles.

Los instrumentos y monitores de tasa de conteo generalmente incorporan lecturas de medidores y salidas auditivas o conectores para auriculares. La Tabla 4 identifica los instrumentos que pueden usarse para la detección de contaminantes radiactivosión.+

Tabla 4. Instrumentos de detección de contaminación

¹ cpm = cuentas por minuto.
² Pocos monitores de superficie son adecuados para detectar tritio (³h). Las pruebas de frotamiento contadas por dispositivos de centelleo líquido son apropiadas para detectar la contaminación por tritio.
³ GM = medidor de contratasa Geiger-Muller.

Detectores de contaminación alfa

La sensibilidad de un detector alfa está determinada por el área de la ventana y el grosor de la ventana. Generalmente el área de la ventana es de 50 cm.² o mayor con una densidad de área de ventana de 1 mg/cm² o menos. Los monitores de contaminación alfa deben ser insensibles a la radiación beta y gamma para minimizar la interferencia de fondo. Esto generalmente se logra mediante la discriminación de altura de pulso en el circuito de conteo.

Los monitores alfa portátiles pueden ser contadores proporcionales de gas o contadores de centelleo de sulfuro de zinc.

Detectores de contaminación beta

Se pueden utilizar monitores beta portátiles de varios tipos para la detección de contaminación por partículas beta. Los medidores de tasa de conteo Geiger-Mueller (GM) generalmente requieren una ventana delgada (densidad de área entre 1 y 40 mg/cm²). Los contadores de centelleo (antraceno o plástico) son muy sensibles a las partículas beta y relativamente insensibles a los fotones. Los contadores beta portátiles generalmente no se pueden usar para controlar el tritio (³H) contaminación porque la energía de las partículas beta de tritio es muy baja.

Todos los instrumentos utilizados para el control de la contaminación beta también responden a la radiación de fondo. Esto debe tenerse en cuenta al interpretar las lecturas del instrumento.

Cuando existen altos niveles de radiación de fondo, los contadores portátiles para monitorear la contaminación tienen un valor limitado, ya que no indican pequeños aumentos en las tasas de conteo inicialmente altas. En estas condiciones, se recomiendan frotis o pruebas de limpieza.

Detectores de contaminación gamma

Dado que la mayoría de los emisores gamma también emiten partículas beta, la mayoría de los monitores de contaminación detectarán tanto la radiación beta como la gamma. Lo habitual es utilizar un detector que sea sensible a ambos tipos de radiación para tener una mayor sensibilidad, ya que la eficacia de detección suele ser mayor para las partículas beta que para los rayos gamma. Los centelleadores de plástico o los cristales de yoduro de sodio (NaI) son más sensibles a los fotones que los contadores GM y, por lo tanto, se recomiendan para detectar rayos gamma.

Muestreadores de aire y monitores

Las partículas pueden ser muestreadas por los siguientes métodos: sedimentación, filtración, impacto y precipitación electrostática o térmica. Sin embargo, la contaminación de partículas en el aire generalmente se controla mediante filtración (bombeo de aire a través del medio filtrante y medición de la radiactividad en el filtro). Las tasas de flujo de muestreo generalmente son superiores a 0.03 m³/min. Sin embargo, los caudales de muestreo de la mayoría de los laboratorios no superan los 0.3 m³/min. Los tipos específicos de muestreadores de aire incluyen muestreadores "agarrados" y monitores de aire continuos (CAM). Los CAM están disponibles con papel de filtro fijo o móvil. Un CAM debe incluir una alarma ya que su función principal es advertir sobre cambios en la contaminación del aire.

Dado que las partículas alfa tienen un alcance muy corto, se deben utilizar filtros de carga superficial (por ejemplo, filtros de membrana) para medir la contaminación por partículas alfa. La muestra recolectada debe ser delgada. Se debe considerar el tiempo entre la recolección y la medición para permitir la descomposición de la progenie del radón (Rn).

yodo radiactivo como ¹²³I, ¹²⁵yo y ¹³¹Se puede detectar con papel de filtro (particularmente si el papel está cargado con carbón vegetal o nitrato de plata) porque parte del yodo se depositará en el papel de filtro. Sin embargo, las mediciones cuantitativas requieren trampas o botes de zeolita de plata o carbón activado para proporcionar una absorción eficiente.

El agua tritiada y el gas de tritio son las principales formas de contaminación por tritio. Aunque el agua tritiada tiene cierta afinidad por la mayoría de los papeles de filtro, las técnicas de papel de filtro no son muy efectivas para el muestreo de agua tritiada. Los métodos de medición más sensibles y precisos implican la absorción de condensado de vapor de agua tritiado. El tritio en el aire (por ejemplo, como hidrógeno, hidrocarburos o vapor de agua) se puede medir de forma eficaz con las cámaras de Kanne (cámaras de ionización de flujo continuo). La absorción de vapor de agua tritiada de una muestra de aire se puede lograr pasando la muestra a través de una trampa que contiene un tamiz molecular de gel de sílice o burbujeando la muestra en agua destilada.

Según la operación o el proceso, puede ser necesario monitorear los gases radiactivos. Esto se puede lograr con cámaras Kanne. Los dispositivos más comúnmente utilizados para el muestreo por absorción son los lavadores de gases y los percutores. Muchos gases también pueden recolectarse enfriando el aire por debajo del punto de congelación del gas y recolectando el condensado. Este método de recolección se usa con mayor frecuencia para el óxido de tritio y los gases nobles.

Hay varias maneras de obtener muestras al azar. El método seleccionado debe ser apropiado para el gas que se va a muestrear y el método de análisis o medición requerido.

Monitoreo de efluentes

El monitoreo de efluentes se refiere a la medición de la radiactividad en su punto de liberación al medio ambiente. Es relativamente fácil de lograr debido a la naturaleza controlada del lugar de muestreo, que generalmente se encuentra en una corriente de desechos que se descarga a través de una chimenea o línea de descarga de líquidos.

Puede ser necesario un control continuo de la radiactividad en el aire. Además del dispositivo de recolección de muestras, generalmente un filtro, un arreglo de muestreo típico para partículas en el aire incluye un dispositivo de movimiento de aire, un medidor de flujo y conductos asociados. El dispositivo de movimiento de aire está ubicado aguas abajo del colector de muestras; es decir, el aire pasa primero por el colector de muestras y luego por el resto del sistema de muestreo. Las líneas de muestreo, en particular las que se encuentran delante del sistema colector de muestras, deben mantenerse lo más cortas posible y libres de curvas pronunciadas, áreas de turbulencia o resistencia al flujo de aire. Se debe usar un volumen constante en un rango adecuado de caídas de presión para el muestreo de aire. El muestreo continuo de isótopos radiactivos de xenón (Xe) o criptón (Kr) se logra mediante adsorción en carbón activado o por medios criogénicos. La celda de Lucas es una de las técnicas más antiguas y sigue siendo el método más popular para medir las concentraciones de Rn.

A veces es necesario el monitoreo continuo de líquidos y líneas de desechos para detectar materiales radiactivos. Las líneas de desechos de laboratorios calientes, laboratorios de medicina nuclear y líneas de refrigerante de reactores son ejemplos. Sin embargo, el monitoreo continuo se puede realizar mediante análisis de laboratorio de rutina de una pequeña muestra proporcional a la tasa de flujo del efluente. Están disponibles muestreadores que toman alícuotas periódicas o que extraen continuamente una pequeña cantidad de líquido.

El muestreo manual es el método habitual que se utiliza para determinar la concentración de material radiactivo en un tanque de retención. La muestra debe tomarse después de la recirculación para comparar el resultado de la medición con las tasas de descarga permitidas.

Idealmente, los resultados del monitoreo de efluentes y el monitoreo ambiental estarán en buena concordancia, siendo el último calculable a partir del primero con la ayuda de varios modelos de vías. Sin embargo, se debe reconocer y enfatizar que el monitoreo de efluentes, no importa cuán bueno o extenso sea, no puede sustituir la medición real de las condiciones radiológicas en el medio ambiente.

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En este artículo se describen aspectos de los programas de seguridad radiológica. El objetivo de la seguridad radiológica es eliminar o minimizar los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes y los materiales radiactivos en los trabajadores, el público y el medio ambiente, permitiendo al mismo tiempo sus usos beneficiosos.

La mayoría de los programas de seguridad radiológica no tendrán que implementar cada uno de los elementos que se describen a continuación. El diseño de un programa de seguridad radiológica depende de los tipos de fuentes de radiación ionizante involucradas y de cómo se utilizan.

Principios de seguridad radiológica

La Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) ha propuesto que los siguientes principios deberían guiar el uso de la radiación ionizante y la aplicación de las normas de seguridad radiológica:

1. No debe adoptarse ninguna práctica que implique exposiciones a la radiación a menos que produzca un beneficio suficiente para las personas expuestas o para la sociedad para compensar el detrimento de la radiación que causa (la justificación de una práctica).
2. En relación con cualquier fuente en particular dentro de una práctica, la magnitud de las dosis individuales, el número de personas expuestas y la probabilidad de incurrir en exposiciones donde no es seguro que se reciban deben mantenerse tan bajas como sea razonablemente posible (ALARA), y los factores sociales que se tienen en cuenta. Este procedimiento debe estar limitado por restricciones en las dosis a los individuos (restricciones de dosis), para limitar la inequidad que probablemente resulte de los juicios económicos y sociales inherentes (la optimización de la protección).
3. La exposición de las personas resultante de la combinación de todas las prácticas pertinentes debe estar sujeta a límites de dosis oa algún control de riesgo en el caso de exposiciones potenciales. Estos tienen como objetivo garantizar que ningún individuo esté expuesto a riesgos de radiación que se consideren inaceptables debido a estas prácticas en cualquier circunstancia normal. No todas las fuentes son susceptibles de control por acción en la fuente y es necesario especificar las fuentes que se incluirán como relevantes antes de seleccionar un límite de dosis (dosis individuales y límites de riesgo).

Normas de seguridad radiológica

Existen normas para la exposición a la radiación de los trabajadores y el público en general y para los límites anuales de incorporación (ALI) de radionucleidos. Los estándares para las concentraciones de radionucleidos en el aire y en el agua pueden derivarse de los ALI.

La ICRP ha publicado tabulaciones extensas de ALI y concentraciones derivadas en aire y agua. Un resumen de sus límites de dosis recomendados se encuentra en la tabla 1.

Tabla 1. Límites de dosis recomendados por la Comisión Internacional de Protección Radiológica¹

¹ Los límites se aplican a la suma de las dosis pertinentes de la exposición externa en el período especificado y la dosis comprometida de 50 años (hasta los 70 años para los niños) de las incorporaciones en el mismo período.

² Con la disposición adicional de que la dosis efectiva no debe exceder los 50 mSv en un solo año. Se aplican restricciones adicionales a la exposición ocupacional de mujeres embarazadas.

³ En circunstancias especiales, podría permitirse un valor más alto de dosis efectiva en un solo año, siempre que el promedio durante 5 años no supere 1 mSv por año.

⁴ La limitación de la dosis efectiva proporciona una protección suficiente para la piel contra los efectos estocásticos. Se necesita un límite adicional para exposiciones localizadas a fin de evitar efectos deterministas.

Dosimetría

La dosimetría se utiliza para indicar los equivalentes de dosis que reciben los trabajadores de externo campos de radiación a los que pueden estar expuestos. Los dosímetros se caracterizan por el tipo de dispositivo, el tipo de radiación que miden y la parte del cuerpo para la que se va a indicar la dosis absorbida.

Tres tipos principales de dosímetros son los más comúnmente empleados. Son dosímetros termoluminiscentes, dosímetros de película y cámaras de ionización. Otros tipos de dosímetros (no discutidos aquí) incluyen láminas de fisión, dispositivos de grabación de seguimiento y dosímetros de “burbujas” de plástico.

Los dosímetros termoluminiscentes son el tipo de dosímetro personal más utilizado. Se aprovechan del principio de que cuando algunos materiales absorben energía de las radiaciones ionizantes, la almacenan de forma que luego pueda recuperarse en forma de luz cuando se calientan los materiales. En gran medida, la cantidad de luz liberada es directamente proporcional a la energía absorbida de la radiación ionizante y, por tanto, a la dosis absorbida que recibió el material. Esta proporcionalidad es válida en un rango muy amplio de energía de radiación ionizante y tasas de dosis absorbida.

Se necesita equipo especial para procesar dosímetros termoluminiscentes con precisión. Leer el dosímetro termoluminiscente destruye la información de dosis contenida en él. Sin embargo, después de un procesamiento adecuado, los dosímetros termoluminiscentes son reutilizables.

El material utilizado para los dosímetros termoluminiscentes debe ser transparente a la luz que emite. Los materiales más comunes utilizados para los dosímetros termoluminiscentes son el fluoruro de litio (LiF) y el fluoruro de calcio (CaF₂). Los materiales pueden doparse con otros materiales o fabricarse con una composición isotópica específica para fines especializados, como la dosimetría de neutrones.

Muchos dosímetros contienen varios chips termoluminiscentes con diferentes filtros delante de ellos para permitir la discriminación entre energías y tipos de radiación.

La película era el material más popular para la dosimetría personal antes de que la dosimetría termoluminiscente se hiciera común. El grado de oscurecimiento de la película depende de la energía absorbida de la radiación ionizante, pero la relación no es lineal. La dependencia de la respuesta de la película de la dosis total absorbida, la tasa de dosis absorbida y la energía de radiación es mayor que la de los dosímetros termoluminiscentes y puede limitar el rango de aplicabilidad de la película. Sin embargo, la película tiene la ventaja de proporcionar un registro permanente de la dosis absorbida a la que fue expuesta.

Se pueden utilizar diversas formulaciones de películas y arreglos de filtros para fines especiales, como la dosimetría de neutrones. Al igual que con los dosímetros termoluminiscentes, se necesita equipo especial para un análisis adecuado.

Por lo general, la película es mucho más sensible a la humedad y la temperatura ambiente que los materiales termoluminiscentes y puede dar lecturas falsamente altas en condiciones adversas. Por otro lado, los equivalentes de dosis indicados por los dosímetros termoluminiscentes pueden verse afectados por el impacto de dejarlos caer sobre una superficie dura.

Solo las organizaciones más grandes operan sus propios servicios de dosimetría. La mayoría obtiene dichos servicios de empresas especializadas en brindarlos. Es importante que dichas empresas estén autorizadas o acreditadas por las autoridades independientes apropiadas para garantizar resultados dosimétricos precisos.

Pequeñas cámaras de ionización de lectura automática, también llamadas cámaras de bolsillo, se utilizan para obtener información dosimétrica inmediata. A menudo se requiere su uso cuando el personal debe ingresar a áreas de alta o muy alta radiación, donde el personal podría recibir una gran dosis absorbida en un corto período de tiempo. Las cámaras de bolsillo a menudo se calibran localmente y son muy sensibles a los golpes. En consecuencia, siempre deben complementarse con dosímetros termoluminiscentes o de película, que son más precisos y confiables pero no brindan resultados inmediatos.

La dosimetría se requiere para un trabajador cuando tiene una probabilidad razonable de acumular un cierto porcentaje, generalmente 5 o 10%, de la dosis equivalente máxima permisible para todo el cuerpo o ciertas partes del cuerpo.

Se debe usar un dosímetro de cuerpo entero en algún lugar entre los hombros y la cintura, en el punto donde se anticipa la mayor exposición. Cuando las condiciones de exposición lo justifiquen, se pueden usar otros dosímetros en los dedos o las muñecas, en el abdomen, en una banda o sombrero en la frente, o en un collar, para evaluar la exposición localizada en las extremidades, un feto o embrión, la tiroides o el lentes de los ojos. Consulte las pautas reglamentarias apropiadas sobre si los dosímetros deben usarse dentro o fuera de prendas de protección, como delantales, guantes y collares de plomo.

Los dosímetros personales indican sólo la radiación a la que dosímetro fue expuesto. La asignación de la dosis equivalente del dosímetro a la persona o los órganos de la persona es aceptable para dosis pequeñas y triviales, pero las dosis grandes del dosímetro, especialmente aquellas que superan en gran medida las normas reglamentarias, deben analizarse cuidadosamente con respecto a la ubicación del dosímetro y los campos de radiación reales a los que se aplica. estuvo expuesto el trabajador al estimar la dosis a la que obrero realmente recibido. Se debe obtener una declaración del trabajador como parte de la investigación e incluirla en el registro. Sin embargo, la mayoría de las veces, las dosis muy grandes del dosímetro son el resultado de la exposición deliberada a la radiación del dosímetro mientras no se estaba usando.

Bioensayo

Bioensayo (también llamado radiobioensayo) significa la determinación de tipos, cantidades o concentraciones y, en algunos casos, la ubicación de material radiactivo en el cuerpo humano, ya sea por medición directa (in vivo conteo) o por análisis y evaluación de materiales excretados o eliminados del cuerpo humano.

El bioensayo generalmente se usa para evaluar la dosis equivalente del trabajador debido al material radiactivo que ingresa al cuerpo. También puede proporcionar una indicación de la eficacia de las medidas activas adoptadas para prevenir dicha ingesta. Más raramente, se puede usar para estimar la dosis que recibió un trabajador por una exposición masiva a la radiación externa (por ejemplo, mediante el recuento de glóbulos blancos o defectos cromosómicos).

El bioensayo debe realizarse cuando existe una posibilidad razonable de que un trabajador pueda tomar o haya tomado en su cuerpo más de un cierto porcentaje (generalmente 5 o 10%) del ALI para un radionúclido. La forma química y física del radionúclido buscado en el cuerpo determina el tipo de bioensayo necesario para detectarlo.

El bioensayo puede consistir en el análisis de muestras tomadas del cuerpo (por ejemplo, orina, heces, sangre o cabello) en busca de isótopos radiactivos. En este caso, la cantidad de radiactividad en la muestra puede estar relacionada con la radiactividad en el cuerpo de la persona y, posteriormente, con la dosis de radiación que el cuerpo de la persona o ciertos órganos han recibido o se comprometen a recibir. El bioensayo en orina para tritio es un ejemplo de este tipo de bioensayo.

El escaneo de todo o parte del cuerpo puede usarse para detectar radionúclidos que emiten rayos x o gamma de energía razonablemente detectables fuera del cuerpo. Bioensayo de tiroides para yodo-131 (¹³¹I) es un ejemplo de este tipo de bioensayo.

El bioensayo se puede realizar internamente o las muestras o el personal se pueden enviar a una instalación u organización que se especialice en el bioensayo a realizar. En cualquier caso, la calibración adecuada del equipo y la acreditación de los procedimientos de laboratorio son esenciales para garantizar resultados de bioensayo precisos, precisos y defendibles.

Ropa protectora

El empleador proporciona ropa de protección al trabajador para reducir la posibilidad de contaminación radiactiva del trabajador o de su ropa o para proteger parcialmente al trabajador de la radiación beta, x o gamma. Ejemplos de los primeros son la ropa, los guantes, las capuchas y las botas anticontaminación. Ejemplos de estos últimos son los delantales, guantes y anteojos emplomados.

Protección respiratoria

Un dispositivo de protección respiratoria es un aparato, como un respirador, que se utiliza para reducir la entrada de materiales radiactivos en el aire por parte de un trabajador.

Los empleadores deben utilizar, en la medida de lo posible, procesos u otros controles de ingeniería (por ejemplo, contención o ventilación) para limitar las concentraciones de materiales radiactivos en el aire. Cuando esto no sea posible para controlar las concentraciones de material radiactivo en el aire a valores por debajo de los que definen un área de radiactividad aerotransportada, el patrono, en consonancia con el mantenimiento de la dosis equivalente efectiva total ALARA, debe aumentar el monitoreo y limitar las incorporaciones en uno o más de los siguientes medios:

• control de acceso
• limitación de los tiempos de exposición
• uso de equipo de protección respiratoria
• otros controles.

El equipo de protección respiratoria entregado a los trabajadores debe cumplir con las normas nacionales aplicables para dicho equipo.

El empleador debe implementar y mantener un programa de protección respiratoria que incluya:

• muestreo de aire suficiente para identificar el peligro potencial, permitir la selección adecuada del equipo y estimar las exposiciones
• encuestas y bioensayos, según corresponda, para evaluar las ingestas reales
• pruebas de funcionamiento de los respiradores inmediatamente antes de cada uso
• procedimientos escritos con respecto a la selección, ajuste, emisión, mantenimiento y prueba de respiradores, incluidas las pruebas de operabilidad inmediatamente antes de cada uso; supervisión y formación del personal; monitoreo, incluyendo muestreo de aire y bioensayos; y mantenimiento de registros
• determinación por parte de un médico antes del ajuste inicial de los respiradores, y periódicamente con la frecuencia determinada por un médico, de que el usuario individual es médicamente apto para usar el equipo de protección respiratoria.

El empleador debe informar a cada usuario de respirador que el usuario puede abandonar el área de trabajo en cualquier momento para evitar el uso del respirador en caso de mal funcionamiento del equipo, angustia física o psicológica, falla de procedimiento o de comunicación, deterioro significativo de las condiciones de operación o cualquier otra condición. que podría requerir tal alivio.

Aunque las circunstancias pueden no requerir el uso rutinario de respiradores, las condiciones de emergencia creíbles pueden exigir su disponibilidad. En tales casos, los respiradores también deben estar certificados para tal uso por una organización de acreditación adecuada y deben mantenerse en condiciones de uso.

Vigilancia de la Salud Ocupacional

Los trabajadores expuestos a radiaciones ionizantes deberían recibir servicios de salud ocupacional en la misma medida que los trabajadores expuestos a otros riesgos laborales.

Los exámenes generales previos a la colocación evalúan la salud general del posible empleado y establecen datos de referencia. Siempre se debe obtener el historial médico y de exposición previo. Dependiendo de la naturaleza de la exposición a la radiación esperada, pueden ser necesarios exámenes especializados, como el cristalino del ojo y recuentos de células sanguíneas. Esto debe dejarse a criterio del médico tratante.

Encuestas de contaminación

Un estudio de contaminación es una evaluación de las condiciones radiológicas relacionadas con la producción, el uso, la liberación, la eliminación o la presencia de materiales radiactivos u otras fuentes de radiación. Cuando corresponda, dicha evaluación incluye un estudio físico de la ubicación del material radiactivo y mediciones o cálculos de los niveles de radiación, o concentraciones o cantidades de material radiactivo presente.

Los estudios de contaminación se realizan para demostrar el cumplimiento de las reglamentaciones nacionales y para evaluar el alcance de los niveles de radiación, las concentraciones o las cantidades de material radiactivo y los peligros radiológicos potenciales que podrían estar presentes.

La frecuencia de las encuestas de contaminación está determinada por el grado de peligro potencial presente. Deben realizarse estudios semanales en las áreas de almacenamiento de desechos radiactivos y en los laboratorios y clínicas donde se utilizan cantidades relativamente grandes de fuentes radiactivas no selladas. Las encuestas mensuales son suficientes para los laboratorios que trabajan con pequeñas cantidades de fuentes radiactivas, como los laboratorios que realizan in vitro pruebas con isótopos como tritio, carbono-14 (¹⁴C) y yodo-125 (¹²⁵I) con actividades inferiores a unos pocos kBq.

El equipo de seguridad radiológica y los medidores topográficos deben ser apropiados para los tipos de materiales radiactivos y radiaciones involucrados, y deben estar debidamente calibrados.

Los estudios de contaminación consisten en mediciones de los niveles de radiación ambiental con un contador Geiger-Mueller (GM), una cámara de ionización o un contador de centelleo; mediciones de la posible contaminación superficial α o βγ con contadores de centelleo apropiados de GM o sulfuro de zinc (ZnS) de ventana delgada; y pruebas de frotamiento de las superficies que luego se contarán en un contador de pocillos de centelleo (yoduro de sodio (NaI)), un contador de germanio (Ge) o un contador de centelleo líquido, según corresponda.

Deben establecerse los niveles de acción apropiados para los resultados de la medición de la contaminación y la radiación ambiental. Cuando se excede un nivel de acción, se deben tomar medidas inmediatamente para mitigar los niveles detectados, restaurarlos a condiciones aceptables y evitar la exposición innecesaria del personal a la radiación y la absorción y propagación de material radiactivo.

Monitoreo Ambiental

El monitoreo ambiental se refiere a la recolección y medición de muestras ambientales en busca de materiales radiactivos y el monitoreo de áreas fuera de los alrededores del lugar de trabajo para determinar los niveles de radiación. Los propósitos de la vigilancia ambiental incluyen la estimación de las consecuencias para los seres humanos que resultan de la liberación de radionucleidos a la biosfera, la detección de liberaciones de material radiactivo al medio ambiente antes de que se vuelvan graves y la demostración del cumplimiento de las reglamentaciones.

Una descripción completa de las técnicas de monitoreo ambiental está más allá del alcance de este artículo. Sin embargo, se discutirán los principios generales.

Deben tomarse muestras ambientales para controlar la vía más probable de los radionucleidos desde el medio ambiente hasta el hombre. Por ejemplo, las muestras de suelo, agua, pasto y leche en las regiones agrícolas alrededor de una planta de energía nuclear deben tomarse de forma rutinaria y analizarse para detectar yodo-131 (¹³¹I) y estroncio-90 (⁹⁰Sr) contenido.

El monitoreo ambiental puede incluir la toma de muestras de aire, agua subterránea, agua superficial, suelo, follaje, pescado, leche, animales de caza, etc. Las opciones de qué muestras tomar y con qué frecuencia deben basarse en los propósitos del monitoreo, aunque algunas veces un pequeño número de muestras aleatorias puede identificar un problema previamente desconocido.

El primer paso en el diseño de un programa de monitoreo ambiental es caracterizar los radionucleidos que se liberan o tienen el potencial de ser liberados accidentalmente, con respecto al tipo, la cantidad y la forma física y química.

La siguiente consideración es la posibilidad de transporte de estos radionucleidos a través del aire, las aguas subterráneas y las aguas superficiales. El objetivo es predecir las concentraciones de radionucleidos que llegan a los humanos directamente a través del aire y el agua o indirectamente a través de los alimentos.

La bioacumulación de radionucleidos resultantes de la deposición en ambientes acuáticos y terrestres es el siguiente tema de preocupación. El objetivo es predecir la concentración de radionucleidos una vez que ingresan a la cadena alimentaria.

Finalmente, se examina la tasa de consumo humano de estos alimentos potencialmente contaminados y cómo este consumo contribuye a la dosis de radiación humana y al riesgo para la salud resultante. Los resultados de este análisis se utilizan para determinar el mejor enfoque para el muestreo ambiental y para garantizar que se cumplan los objetivos del programa de monitoreo ambiental.

Pruebas de fugas de fuentes selladas

Una fuente sellada significa material radiactivo que está encerrado en una cápsula diseñada para evitar fugas o escapes del material. Dichas fuentes deben probarse periódicamente para verificar que la fuente no tenga fugas de material radiactivo.

Cada fuente sellada debe someterse a pruebas de fugas antes de su primer uso, a menos que el proveedor haya proporcionado un certificado que indique que la fuente fue probada dentro de los seis meses (tres meses para los emisores α) antes de la transferencia al propietario actual. Cada fuente sellada debe someterse a pruebas de fugas al menos una vez cada seis meses (tres meses para emisores α) o en un intervalo especificado por la autoridad reguladora.

En general, no se requieren pruebas de fugas en las siguientes fuentes:

• Fuentes que contienen solo material radiactivo con una vida media de menos de 30 días.
• Fuentes que contienen solo material radiactivo en forma de gas.
• fuentes que contienen 4 MBq o menos de material emisor de βγ o 0.4 MBq o menos de material emisor de α
• fuentes almacenadas y no utilizadas; sin embargo, cada una de esas fuentes debe someterse a una prueba de fugas antes de cualquier uso o transferencia, a menos que se haya realizado una prueba de fugas dentro de los seis meses anteriores a la fecha de uso o transferencia.
• semillas de iridio-192 (¹⁹²Ir) encerrado en cinta de nailon.

Se realiza una prueba de fugas tomando una muestra de la fuente sellada o de las superficies del dispositivo en el que está montada o almacenada la fuente sellada en las que se puede esperar que se acumule contaminación radiactiva o lavando la fuente en una pequeña cantidad de detergente. solución y el tratamiento de todo el volumen como la muestra.

La muestra debe medirse de modo que la prueba de fuga pueda detectar la presencia de al menos 200 Bq de material radiactivo en la muestra.

Las fuentes de radio selladas requieren procedimientos especiales de prueba de fugas para detectar fugas de gas radón (Rn). Por ejemplo, un procedimiento consiste en mantener la fuente sellada en un frasco con fibras de algodón durante al menos 24 horas. Al final del período, las fibras de algodón se analizan para detectar la presencia de descendencia de Rn.

Una fuente sellada que tenga una fuga superior a los límites permitidos debe retirarse del servicio. Si la fuente no es reparable, debe manejarse como desecho radiactivo. La autoridad reguladora puede exigir que se notifiquen las fuentes de fuga en caso de que la fuga sea el resultado de un defecto de fabricación que merezca una mayor investigación.

Inventario

El personal de seguridad radiológica debe mantener un inventario actualizado de todo el material radiactivo y otras fuentes de radiación ionizante de las que el empleador es responsable. Los procedimientos de la organización deben garantizar que el personal de seguridad radiológica conozca la recepción, el uso, la transferencia y la eliminación de todos esos materiales y fuentes para que el inventario pueda mantenerse actualizado. Se debe realizar un inventario físico de todas las fuentes selladas al menos una vez cada tres meses. El inventario completo de fuentes de radiación ionizante debe verificarse durante la auditoría anual del programa de seguridad radiológica.

Publicación de Áreas

La Figura 1 muestra el símbolo de radiación estándar internacional. Esto debe figurar de forma destacada en todos los carteles que indiquen áreas controladas con fines de seguridad radiológica y en las etiquetas de los contenedores que indiquen la presencia de materiales radiactivos.

Figura 1. Símbolo de radiación

Las áreas controladas con fines de seguridad radiológica a menudo se designan en términos de niveles de tasa de dosis crecientes. Dichas áreas deben estar visiblemente señalizadas con un letrero o letreros que lleven el símbolo de radiación y las palabras "PRECAUCIÓN, ÁREA DE RADIACIÓN", "PRECAUCIÓN (or PELIGRO), ÁREA DE ALTA RADIACIÓN”, o “GRAVE DANGER, AREA DE MUY ALTA RADIACIÓN”, según corresponda.

1. Un área de radiación es un área, accesible al personal, en la que los niveles de radiación podrían dar lugar a que una persona reciba una dosis equivalente superior a 0.05 mSv en 1 h a 30 cm de la fuente de radiación o de cualquier superficie por la que penetre la radiación.
2. Un área de alta radiación es un área, accesible al personal, en la que los niveles de radiación podrían dar lugar a que una persona reciba una dosis equivalente superior a 1 mSv en 1 h a 30 cm de la fuente de radiación o de cualquier superficie por la que penetre la radiación.
3. Un área de muy alta radiación es un área, accesible al personal, en la que los niveles de radiación podrían resultar en que un individuo reciba una dosis absorbida superior a 5 Gy en 1 h a 1 m de una fuente de radiación o de cualquier superficie en la que penetre la radiación.

Si un área o sala contiene una cantidad significativa de material radiactivo (según lo define la autoridad reguladora), la entrada a dicha área o sala debe estar visiblemente señalizada con un letrero que lleve el símbolo de radiación y las palabras “PRECAUCIÓN (or PELIGRO), MATERIALES RADIACTIVOS”.

Un área de radiactividad en el aire es una habitación o área en la que la radiactividad en el aire supera ciertos niveles definidos por la autoridad reguladora. Cada área de radiactividad en el aire debe estar señalizada con un letrero o letreros visibles que lleven el símbolo de radiación y las palabras "PRECAUCIÓN, ÁREA DE RADIOACTIVIDAD EN EL AIRE" o "PELIGRO, ÁREA DE RADIOACTIVIDAD EN EL AIRE".

Se pueden otorgar excepciones a estos requisitos de publicación para las habitaciones de los pacientes en hospitales donde dichas habitaciones estén bajo un control adecuado. No es necesario señalar las áreas o salas en las que se ubicarán las fuentes de radiación por períodos de ocho horas o menos y que, de lo contrario, serán atendidas constantemente bajo un control adecuado por personal calificado.

Control de Acceso

El grado en que se debe controlar el acceso a un área está determinado por el grado de riesgo potencial de radiación en el área.

Control de acceso a zonas de alta radiación

Cada entrada o punto de acceso a un área de alta radiación debe tener una o más de las siguientes características:

• un dispositivo de control que, al entrar en el área, hace que el nivel de radiación se reduzca por debajo del nivel en el que un individuo podría recibir una dosis de 1 mSv en 1 h a 30 cm de la fuente de radiación o de cualquier superficie que la radiación penetra
• un dispositivo de control que energiza una señal de alarma visible o audible para que la persona que ingresa al área de alta radiación y el supervisor de la actividad sepan de la entrada
• Entradas que están cerradas, excepto durante los períodos en que se requiere acceso al área, con control positivo sobre cada entrada individual.

En lugar de los controles requeridos para un área de alta radiación, se puede sustituir la vigilancia continua directa o electrónica que sea capaz de prevenir la entrada no autorizada.

Los controles deben establecerse de manera que no impidan que las personas abandonen el área de alta radiación.

Control de acceso a zonas de muy alta radiación

Además de los requisitos para un área de alta radiación, se deben instituir medidas adicionales para garantizar que una persona no pueda obtener acceso no autorizado o involuntario a áreas en las que se pueden encontrar niveles de radiación de 5 Gy o más en 1 h a 1 m. de una fuente de radiación o cualquier superficie a través de la cual penetra la radiación.

Marcas en Contenedores y Equipos

Cada contenedor de material radiactivo por encima de una cantidad determinada por la autoridad reguladora debe llevar una etiqueta duradera y claramente visible con el símbolo de radiación y las palabras "PRECAUCIÓN, MATERIAL RADIACTIVO" o "PELIGRO, MATERIAL RADIACTIVO". La etiqueta también debe proporcionar información suficiente, como los radionúclidos presentes, una estimación de la cantidad de radiactividad, la fecha para la cual se estima la actividad, los niveles de radiación, los tipos de materiales y el enriquecimiento de masa, para permitir que las personas manipulen o utilicen los contenedores, o trabajando cerca de los contenedores, para tomar precauciones para evitar o minimizar las exposiciones.

Antes de retirar o desechar contenedores vacíos no contaminados en áreas no restringidas, se debe quitar o desfigurar la etiqueta de material radiactivo, o se debe indicar claramente que el contenedor ya no contiene materiales radiactivos.

No es necesario etiquetar los contenedores si:

1. los contenedores son atendidos por una persona que toma las precauciones necesarias para evitar la exposición de las personas por encima de los límites reglamentarios
2. los contenedores, cuando están en transporte, se embalan y etiquetan de acuerdo con las normas de transporte correspondientes
3. los contenedores son accesibles solo para las personas autorizadas para manipularlos o usarlos, o para trabajar en las inmediaciones de los contenedores, si el contenido está identificado para estas personas mediante un registro escrito fácilmente disponible (ejemplos de contenedores de este tipo son los contenedores en lugares tales como canales llenos de agua, bóvedas de almacenamiento o celdas calientes); el registro debe conservarse mientras los contenedores estén en uso para el propósito indicado en el registro; o
4. los contenedores se instalan en equipos de fabricación o proceso, como componentes de reactores, tuberías y tanques.

Dispositivos de advertencia y alarmas

Las áreas de radiación alta y las áreas de radiación muy alta deben estar equipadas con dispositivos de advertencia y alarmas, como se mencionó anteriormente. Estos dispositivos y alarmas pueden ser visibles o audibles o ambos. Los dispositivos y alarmas para sistemas como los aceleradores de partículas deben activarse automáticamente como parte del procedimiento de puesta en marcha para que el personal tenga tiempo de desalojar el área o apagar el sistema con un botón de "parada" antes de que se produzca la radiación. Los botones de "Scram" (botones en el área controlada que, cuando se presionan, hacen que los niveles de radiación bajen inmediatamente a niveles seguros) deben ser de fácil acceso y estar marcados y exhibidos de manera prominente.

Los dispositivos de monitoreo, como los monitores de aire continuos (CAM), se pueden preestablecer para emitir alarmas audibles y visibles o para apagar un sistema cuando se exceden ciertos niveles de acción.

Instrumentación

El empleador debe poner a disposición instrumentación apropiada para el grado y tipo de radiación y material radiactivo presente en el lugar de trabajo. Esta instrumentación puede utilizarse para detectar, controlar o medir los niveles de radiación o radiactividad.

La instrumentación debe calibrarse a intervalos apropiados utilizando métodos acreditados y fuentes de calibración. Las fuentes de calibración deben parecerse tanto como sea posible a las fuentes que se van a detectar o medir.

Los tipos de instrumentación incluyen instrumentos de medición portátiles, monitores de aire continuos, monitores de portal de manos y pies, contadores de centelleo líquido, detectores que contienen cristales de Ge o NaI, etc.

Transporte de material radiactivo

El Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) ha establecido normas para el transporte de material radiactivo. La mayoría de los países han adoptado reglamentaciones compatibles con las reglamentaciones sobre envíos radiactivos del OIEA.

Figura 2. Categoría I - Etiqueta BLANCA

Las figuras 2, 3 y 4 son ejemplos de etiquetas de envío que las normas del OIEA exigen en el exterior de los bultos presentados para el envío que contienen materiales radiactivos. El índice de transporte en las etiquetas que se muestran en la figura 3 y la figura 4 se refieren a la tasa de dosis efectiva más alta a 1 m de cualquier superficie del paquete en mSv/h multiplicada por 100 y luego redondeada a la décima más cercana. (Por ejemplo, si la tasa de dosis efectiva más alta a 1 m de cualquier superficie de un paquete es 0.0233 mSv/h, entonces el índice de transporte es 2.4).

Figura 3. Categoría II - Etiqueta AMARILLA

La Figura 5 muestra un ejemplo de un cartel que los vehículos terrestres deben exhibir de manera prominente cuando transportan paquetes que contienen materiales radiactivos por encima de ciertas cantidades.

Figura 5. Rótulo del vehículo

Los embalajes destinados a ser utilizados en el envío de materiales radiactivos deben cumplir con estrictos requisitos de pruebas y documentación. El tipo y la cantidad de material radiactivo que se envía determina qué especificaciones debe cumplir el embalaje.

Las regulaciones de transporte de materiales radiactivos son complicadas. Las personas que no envían habitualmente materiales radiactivos siempre deben consultar a expertos con experiencia en dichos envíos.

Desechos radiactivos

Hay varios métodos de eliminación de desechos radiactivos disponibles, pero todos están controlados por las autoridades reguladoras. Por lo tanto, una organización siempre debe consultar con su autoridad reguladora para garantizar que un método de eliminación sea permisible. Los métodos de eliminación de desechos radiactivos incluyen el almacenamiento del material para su desintegración radiactiva y su posterior eliminación sin tener en cuenta la radiactividad, la incineración, la eliminación en el sistema de alcantarillado sanitario, el entierro en tierra y el entierro en el mar. El entierro en el mar a menudo no está permitido por la política nacional o el tratado internacional y no se discutirá más.

Los desechos radiactivos de los núcleos de los reactores (desechos radiactivos de alto nivel) presentan problemas especiales con respecto a la disposición final. Las autoridades reguladoras nacionales e internacionales controlan el manejo y la eliminación de dichos desechos.

A menudo, los desechos radiactivos pueden tener una propiedad distinta de la radiactividad que, por sí misma, haría que los desechos fueran peligrosos. Tales desechos se llaman desechos mixtos. Los ejemplos incluyen desechos radiactivos que también son un riesgo biológico o son tóxicos. Los desechos mixtos requieren un manejo especial. Consulte a las autoridades reguladoras para la disposición adecuada de dichos desechos.

Mantenimiento de la desintegración radiactiva

Si la vida media del material radiactivo es corta (generalmente menos de 65 días) y si la organización tiene suficiente espacio de almacenamiento, los desechos radiactivos pueden conservarse para su desintegración y posterior eliminación sin tener en cuenta su radiactividad. Un período de espera de al menos diez vidas medias suele ser suficiente para que los niveles de radiación no se distingan de los de fondo.

Los residuos deben inspeccionarse antes de que puedan eliminarse. El estudio debe emplear instrumentación adecuada para detectar la radiación y demostrar que los niveles de radiación son indistinguibles de los de fondo.

Iincineración

Si la autoridad reguladora permite la incineración, por lo general debe demostrarse que dicha incineración no hace que la concentración de radionucleidos en el aire supere los niveles permisibles. La ceniza debe ser inspeccionada periódicamente para verificar que no sea radiactiva. En algunas circunstancias, puede ser necesario monitorear la chimenea para garantizar que no se excedan las concentraciones de aire permitidas.

Disposición en el sistema de alcantarillado sanitario

Si la autoridad reguladora permite tal eliminación, por lo general debe demostrarse que dicha eliminación no hace que la concentración de radionucleidos en el agua supere los niveles permisibles. El material a desechar debe ser soluble o fácilmente dispersable en agua. La autoridad reguladora a menudo establece límites anuales específicos para dicha eliminación por radionúclidos.

entierro en tierra

Los desechos radiactivos que no se eliminen por ningún otro medio se eliminarán mediante entierro en sitios autorizados por las autoridades reguladoras nacionales o locales. Las autoridades reguladoras controlan estrictamente dicha eliminación. Por lo general, a los generadores de desechos no se les permite deshacerse de los desechos radiactivos en sus propios terrenos. Los costos asociados con el entierro en tierra incluyen los gastos de embalaje, envío y almacenamiento. Estos costos se suman al costo del espacio de entierro en sí mismo y, a menudo, se pueden reducir compactando los desechos. Los costos de enterramiento en tierra para la eliminación de desechos radiactivos están aumentando rápidamente.

Auditorías de programas

Los programas de seguridad radiológica deben auditarse periódicamente para determinar su eficacia, integridad y cumplimiento con la autoridad reguladora. La auditoría debe realizarse al menos una vez al año y ser exhaustiva. Por lo general, se permiten las autoauditorías, pero son deseables las auditorías realizadas por agencias externas independientes. Las auditorías de agencias externas tienden a ser más objetivas y tienen un punto de vista más global que las auditorías locales. Una agencia auditora que no está asociada con las operaciones diarias de un programa de seguridad radiológica a menudo puede identificar problemas que los operadores locales no ven, quienes pueden haberse acostumbrado a pasarlos por alto.

Formación

Los empleadores deben brindar capacitación sobre seguridad radiológica a todos los trabajadores expuestos o potencialmente expuestos a radiación ionizante o materiales radiactivos. Deben brindar capacitación inicial antes de que un trabajador comience a trabajar y capacitación anual de actualización. Además, cada trabajadora en edad fértil debe recibir capacitación e información especiales sobre los efectos de las radiaciones ionizantes en el feto y sobre las precauciones apropiadas que debe tomar. Esta capacitación especial debe brindarse cuando se contrata por primera vez, en la capacitación de actualización anual y si notifica a su empleador que está embarazada.

Todas las personas que trabajan o frecuentan cualquier parte de un área cuyo acceso está restringido por motivos de seguridad radiológica:

• debe ser informado del almacenamiento, transferencia o uso de materiales radiactivos o de radiación en tales partes del área restringida
• debe ser instruido en los problemas de protección de la salud asociados con la exposición a dichos materiales radiactivos o radiación, en las precauciones o procedimientos para minimizar la exposición, y en los propósitos y funciones de los dispositivos de protección empleados
• debe ser instruido e instruido para observar, en la medida en que esté bajo el control del trabajador, las disposiciones aplicables de los reglamentos nacionales y del empleador para la protección del personal contra la exposición a la radiación o materiales radiactivos que ocurren en tales áreas
• deben ser instruidos sobre su responsabilidad de informar de inmediato al empleador cualquier condición que pueda conducir o causar una violación de las reglamentaciones nacionales o del empleador o una exposición innecesaria a la radiación o a material radiactivo
• debe ser instruido en la respuesta adecuada a las advertencias realizadas en caso de que ocurra cualquier suceso inusual o mal funcionamiento que pueda implicar la exposición a radiación o material radiactivo
• debe ser informado sobre los informes de exposición a la radiación que los trabajadores pueden solicitar.

El alcance de las instrucciones de seguridad radiológica debe ser proporcional a los posibles problemas de protección radiológica de la salud en el área controlada. Las instrucciones deben extenderse según corresponda al personal auxiliar, como enfermeras que atienden a pacientes radiactivos en hospitales y bomberos y policías que puedan responder a emergencias.

Calificaciones del trabajador

Los empleadores deben asegurarse de que los trabajadores que utilizan radiación ionizante estén calificados para realizar el trabajo para el que fueron contratados. Los trabajadores deben tener los antecedentes y la experiencia para realizar su trabajo de manera segura, particularmente en lo que respecta a la exposición y el uso de radiaciones ionizantes y materiales radiactivos.

El personal de seguridad radiológica debe tener los conocimientos y las calificaciones adecuados para implementar y operar un buen programa de seguridad radiológica. Sus conocimientos y calificaciones deben ser al menos acordes con los posibles problemas de protección radiológica de la salud que es razonablemente probable que ellos y los trabajadores encuentren.

Planificación de emergencias

Todas las operaciones, excepto las más pequeñas, que utilizan radiación ionizante o materiales radiactivos deben contar con planes de emergencia. Estos planes deben mantenerse actualizados y ejercitados periódicamente.

Los planes de emergencia deben abordar todas las situaciones de emergencia creíbles. Los planes para una gran planta de energía nuclear serán mucho más extensos e involucrarán un área y un número de personas mucho más grandes que los planes para un pequeño laboratorio de radioisótopos.

Todos los hospitales, especialmente en las grandes áreas metropolitanas, deben tener planes para recibir y atender a los pacientes contaminados radiactivamente. Las organizaciones policiales y de extinción de incendios deben tener planes para hacer frente a los accidentes de transporte que involucren materiales radiactivos.

Mantenimiento de Registros

Las actividades de seguridad radiológica de una organización deben estar completamente documentadas y debidamente conservadas. Dichos registros son esenciales si surge la necesidad de exposiciones a la radiación o liberaciones de radiactividad pasadas y para demostrar el cumplimiento de los requisitos de la autoridad reguladora. El mantenimiento de registros consistente, preciso y completo debe recibir alta prioridad.

Consideraciones organizacionales

El puesto de la persona responsable principal de la seguridad radiológica debe ubicarse en la organización de manera que tenga acceso inmediato a todos los niveles de trabajadores y gerencia. Él o ella debe tener libre acceso a las áreas cuyo acceso está restringido por motivos de seguridad radiológica y la autoridad para detener de inmediato las prácticas inseguras o ilegales.

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Este artículo describe varios accidentes radiológicos significativos, sus causas y las respuestas a ellos. Una revisión de los eventos que precedieron, durante y después de estos accidentes puede proporcionar a los planificadores información para evitar futuros accidentes de este tipo y mejorar una respuesta rápida y apropiada en caso de que ocurra un accidente similar nuevamente.

Muerte por radiación aguda resultante de una excursión crítica nuclear accidental el 30 de diciembre de 1958

Este informe es digno de mención porque involucró la mayor dosis accidental de radiación recibida por humanos (hasta la fecha) y por el trabajo extremadamente profesional y exhaustivo del caso. Esto representa uno de los mejores, si no el mejor, documentado síndrome de radiación aguda descripciones que existe (JOM 1961).

A las 4:35 horas del 30 de diciembre de 1958, en la planta de recuperación de plutonio del Laboratorio Nacional de Los Álamos (Nuevo México, Estados Unidos), se produjo una excursión crítica accidental que provocó una lesión mortal por radiación en un empleado (K).

La hora del accidente es importante porque otros seis trabajadores habían estado en la misma habitación con K treinta minutos antes. La fecha del accidente es importante porque se interrumpió el flujo normal de material fisionable al sistema para el inventario físico de fin de año. Esta interrupción hizo que un procedimiento rutinario dejara de ser rutinario y condujo a una “criticidad” accidental de los sólidos ricos en plutonio que se introdujeron accidentalmente en el sistema.

Resumen de las estimaciones de la exposición a la radiación de K

La mejor estimación de la exposición corporal total promedio de K fue entre 39 y 49 Gy, de los cuales alrededor de 9 Gy se debieron a los neutrones de fisión. Se administró una porción considerablemente mayor de la dosis a la mitad superior del cuerpo que a la mitad inferior. La Tabla 1 muestra una estimación de la exposición a la radiación de K.

Tabla 1. Estimaciones de la exposición a la radiación de K

Evolución clínica del paciente

En retrospectiva, el curso clínico del paciente K se puede dividir en cuatro períodos distintos. Estos períodos diferían en duración, síntomas y respuesta a la terapia de apoyo.

El primer período, que duró de 20 a 30 minutos, se caracterizó por su colapso físico inmediato e incapacidad mental. Su condición progresó a semiinconsciencia y severa postración.

El segundo período duró aproximadamente 1.5 horas y comenzó con su llegada en camilla a la sala de emergencias del hospital y terminó con su traslado de la sala de emergencias a la sala para recibir más terapia de apoyo. Este intervalo se caracterizó por un shock cardiovascular tan severo que la muerte parecía inminente durante todo el tiempo. Parecía estar sufriendo un fuerte dolor abdominal.

El tercer período duró unas 28 horas y se caracterizó por una mejoría subjetiva suficiente como para animar a los intentos continuos de aliviar su anoxia, hipotensión y falla circulatoria.

El cuarto período comenzó con la aparición no anunciada de irritabilidad y antagonismo rápidamente crecientes, al borde de la manía, seguida de coma y muerte en aproximadamente 2 horas. El curso clínico completo duró 35 horas desde el momento de la exposición a la radiación hasta la muerte.

Los cambios clínico-patológicos más dramáticos se observaron en los sistemas hemopoyético y urinario. No se encontraron linfocitos en la sangre circulante después de la octava hora, y hubo un bloqueo urinario virtualmente completo a pesar de la administración de una gran cantidad de líquidos.

La temperatura rectal de K varió entre 39.4 y 39.7°C durante las primeras 6 horas y luego cayó precipitadamente a la normalidad, donde permaneció durante toda su vida. Esta alta temperatura inicial y su mantenimiento durante 6 horas se consideraron acordes con su sospecha de dosis masiva de radiación. Su pronóstico era grave.

De todas las diversas determinaciones realizadas durante el curso de la enfermedad, se encontró que los cambios en el recuento de glóbulos blancos eran el indicador de pronóstico más simple y mejor de irradiación severa. La práctica desaparición de los linfocitos de la circulación periférica dentro de las 6 horas de la exposición se consideró un signo grave.

Se emplearon dieciséis agentes terapéuticos diferentes en el tratamiento sintomático de K durante un período de aproximadamente 30 horas. A pesar de esto y de la administración continua de oxígeno, los latidos de su corazón se volvieron muy distantes, lentos e irregulares unas 32 horas después de la irradiación. Luego, su corazón se debilitó progresivamente y de repente se detuvo 34 horas y 45 minutos después de la irradiación.

Accidente del reactor No. 1 de Windscale del 9 al 12 de octubre de 1957

El reactor Windscale No. 1 era un reactor de producción de plutonio alimentado con uranio natural moderado con grafito, enfriado por aire. El núcleo quedó parcialmente arruinado por un incendio el 15 de octubre de 1957. Este incendio provocó una liberación de aproximadamente 0.74 PBq (10⁺¹⁵ Bq) de yodo-131 (¹³¹I) al entorno a favor del viento.

Según un informe de información de accidentes de la Comisión de Energía Atómica de EE. UU. sobre el incidente de Windscale, el accidente fue causado por errores de juicio del operador con respecto a los datos del termopar y empeoró por el manejo defectuoso del reactor que permitió que la temperatura del grafito aumentara demasiado rápido. También contribuyó el hecho de que los termopares de temperatura del combustible estaban ubicados en la parte más caliente del reactor (es decir, donde ocurrían las tasas de dosis más altas) durante las operaciones normales en lugar de en las partes del reactor que estaban más calientes durante una liberación anormal. Una segunda deficiencia del equipo fue el medidor de potencia del reactor, que estaba calibrado para operaciones normales y tenía una lectura baja durante el recocido. Como resultado del segundo ciclo de calentamiento, la temperatura del grafito aumentó el 9 de octubre, especialmente en la parte frontal inferior del reactor donde algunos revestimientos habían fallado debido al rápido aumento de temperatura anterior. Aunque hubo una serie de pequeñas emisiones de yodo el 9 de octubre, las emisiones no se reconocieron hasta el 10 de octubre, cuando el medidor de actividad de la chimenea mostró un aumento significativo (que no se consideró muy significativo). Finalmente, en la tarde del 10 de octubre, otro seguimiento (sitio de Calder) indicó la liberación de radiactividad. Los esfuerzos para enfriar el reactor forzando el aire a través de él no solo fracasaron sino que aumentaron la magnitud de la radiactividad liberada.

Las emisiones estimadas del accidente de Windscale fueron de 0.74 PBq de ¹³¹I, 0.22 PBq de cesio-137 (¹³⁷CS), 3.0 TBq (10¹²Bq) de estroncio-89 (⁸⁹Sr), y 0.33 TBq de estroncio-90
(⁹⁰señor). La tasa de dosis absorbida de rayos gamma fuera del sitio más alta fue de aproximadamente 35 μGy/h debido a la actividad en el aire. Las lecturas de actividad del aire alrededor de las plantas de Windscale y Calder a menudo eran de 5 a 10 veces los niveles máximos permitidos, con picos ocasionales de 150 veces los niveles permitidos. Una prohibición de la leche se extendió en un radio de aproximadamente 420 km.

Durante las operaciones de control del reactor, 14 trabajadores recibieron dosis equivalentes superiores a 30 mSv por trimestre natural, siendo la dosis máxima equivalente de 46 mSv por trimestre natural.

Lecciones aprendidas

Se aprendieron muchas lecciones sobre el diseño y la operación de reactores de uranio natural. Las insuficiencias relativas a la instrumentación del reactor y la capacitación de los operadores del reactor también plantean puntos análogos al accidente de Three Mile Island (ver más abajo).

No existían directrices para la exposición permisible a corto plazo al yodo radiactivo en los alimentos. El Consejo Británico de Investigación Médica realizó una investigación y un análisis rápidos y exhaustivos. Se usó mucho ingenio para derivar rápidamente las concentraciones máximas permisibles para ¹³¹yo en la comida. El estudio Niveles de referencia de emergencia que resultó de este accidente sirve como base para las guías de planificación de emergencias que ahora se utilizan en todo el mundo (Bryant 1969).

Se obtuvo una correlación útil para predecir una contaminación significativa con yodo radiactivo en la leche. Se encontró que los niveles de radiación gamma en los pastos que excedieron los 0.3 μGy/h produjeron leche que excedió los 3.7 MBq/m³.

La dosis absorbida por inhalación de exposición externa a yodo radiactivo es insignificante en comparación con la de beber leche o comer productos lácteos. En una emergencia, la espectroscopia gamma rápida es preferible a los procedimientos de laboratorio más lentos.

Quince equipos de dos personas realizaron estudios de radiación y obtuvieron muestras. Se utilizaron veinte personas para la coordinación de muestras y el informe de datos. Alrededor de 150 radioquímicos participaron en el análisis de muestras.

Los filtros de pila de lana de vidrio no son satisfactorios en condiciones de accidente.

Accidente del acelerador de petróleo del Golfo del 4 de octubre de 1967

Los técnicos de Gulf Oil Company estaban usando un acelerador Van de Graaff de 3 MeV para la activación de muestras de suelo el 4 de octubre de 1967. La combinación de una falla de enclavamiento en la tecla de encendido de la consola del acelerador y el encintado de varios de los enclavamientos en el túnel de seguridad puerta y la habitación objetivo dentro de la puerta produjeron exposiciones accidentales graves a tres personas. Un individuo recibió aproximadamente 1 Gy de dosis equivalente en todo el cuerpo, el segundo recibió cerca de 3 Gy de dosis equivalente en todo el cuerpo y el tercero recibió aproximadamente 6 Gy de dosis equivalente en todo el cuerpo, además de aproximadamente 60 Gy en las manos y 30 Gy en las manos. el pie.

Una de las víctimas del accidente acudió al servicio médico quejándose de náuseas, vómitos y dolores musculares generalizados. Sus síntomas inicialmente fueron mal diagnosticados como síntomas de gripe. Cuando el segundo paciente entró con aproximadamente los mismos síntomas, se decidió que posiblemente habían recibido exposiciones significativas a la radiación. Las insignias de la película verificaron esto. El Dr. Niel Wald, División de Salud Radiológica de la Universidad de Pittsburgh, supervisó las pruebas de dosimetría y también actuó como médico coordinador en el estudio y tratamiento de los pacientes.

El Dr. Wald rápidamente envió unidades de filtro absoluto al hospital del oeste de Pensilvania en Pittsburgh, donde habían ingresado los tres pacientes. Instaló estos filtros absolutos/filtros de flujo laminar para limpiar el entorno de los pacientes de todos los contaminantes biológicos. Estas unidades de "aislamiento inverso" se utilizaron en el paciente expuesto a 1 Gy durante aproximadamente 16 días, y en los pacientes expuestos a 3 y 6 Gy durante aproximadamente un mes y medio.

El Dr. E. Donnal Thomas de la Universidad de Washington llegó para realizar un trasplante de médula ósea en el paciente de 6 Gy al octavo día después de la exposición. El hermano gemelo del paciente actuó como donante de médula ósea. Aunque este heroico tratamiento médico salvó la vida del paciente de 6 Gy, nada se pudo hacer para salvar sus brazos y piernas, cada uno de los cuales recibió una dosis absorbida de decenas de grises.

Lecciones aprendidas

Si se hubiera seguido el sencillo procedimiento operativo de utilizar siempre un medidor de inspección al entrar en la sala de exposición, este trágico accidente se habría evitado.

Al menos dos interbloqueos habían estado cerrados con cinta durante largos períodos de tiempo antes de este accidente. La derrota de los enclavamientos protectores es intolerable.

Se deberían haber realizado revisiones regulares de mantenimiento en los enclavamientos de potencia accionados por llave para el acelerador.

La atención médica oportuna salvó la vida de la persona con mayor exposición. El heroico procedimiento de un trasplante completo de médula ósea junto con el uso de aislamiento inverso y atención médica de calidad fueron factores importantes para salvar la vida de esta persona.

Los filtros de aislamiento inverso se pueden obtener en cuestión de horas para instalarse en cualquier hospital para atender a pacientes altamente expuestos.

En retrospectiva, las autoridades médicas involucradas con estos pacientes habrían recomendado la amputación antes y en un nivel definitivo dentro de los dos o tres meses posteriores a la exposición. La amputación temprana disminuye la probabilidad de infección, brinda un período más corto de dolor intenso, reduce la medicación para el dolor requerida por el paciente, posiblemente reduce la estadía del paciente en el hospital y posiblemente contribuye a una rehabilitación más temprana. Por supuesto, la amputación más temprana debe realizarse mientras se correlaciona la información dosimétrica con las observaciones clínicas.

El accidente del reactor prototipo SL-1 (Idaho, EE. UU., 3 de enero de 1961)

Este es el primer (y hasta la fecha el único) accidente mortal en la historia de las operaciones de reactores estadounidenses. El SL-1 es un prototipo de un pequeño Army Package Power Reactor (APPR) diseñado para el transporte aéreo a áreas remotas para la producción de energía eléctrica. Este reactor se utilizó para pruebas de combustible y para el entrenamiento de la tripulación del reactor. Fue operado en la ubicación remota del desierto de la Estación Nacional de Pruebas de Reactores en Idaho Falls, Idaho, por Ingeniería de Combustión para el Ejército de los EE. UU. El SL-1 fue no un reactor de potencia comercial (AEC 1961; American Nuclear Society 1961).

En el momento del accidente, el SL-1 estaba cargado con 40 elementos combustibles y 5 palas de barras de control. Podía producir un nivel de potencia de 3 MW (térmico) y era un reactor moderado y enfriado por agua hirviendo.

El accidente resultó en la muerte de tres militares. El accidente fue causado por el retiro de una sola barra de control por una distancia de más de 1 m. Esto provocó que el reactor entrara rápidamente en criticidad. Se desconoce la razón por la cual un operador de reactor calificado y con licencia, con mucha experiencia en operaciones de reabastecimiento de combustible, retiró la barra de control más allá de su punto de parada normal.

Una de las tres víctimas del accidente aún estaba viva cuando el personal de respuesta inicial llegó por primera vez al lugar del accidente. Los productos de fisión de alta actividad cubrían su cuerpo y estaban incrustados en su piel. Partes de la piel de la víctima registraron más de 4.4 Gy/h a 15 cm y dificultaron el rescate y el tratamiento médico.

Lecciones aprendidas

Ningún reactor diseñado desde el accidente del SL-1 puede llevarse al estado "rápido-crítico" con una sola barra de control.

Todos los reactores deben tener medidores de inspección portátiles en el sitio que tengan rangos superiores a 20 mGy/h. Se recomiendan medidores topográficos con un alcance máximo de 10 Gy/h.

Nota: El accidente de Three Mile Island mostró que 100 Gy/h es el rango requerido para las mediciones gamma y beta.

Se requieren instalaciones de tratamiento donde un paciente altamente contaminado pueda recibir tratamiento médico definitivo con garantías razonables para el personal que lo atiende. Dado que la mayoría de estas instalaciones estarán en clínicas con otras misiones en curso, el control de los contaminantes radiactivos transportados por el aire y el agua puede requerir disposiciones especiales.

Máquinas de Rayos X, Industriales y Analíticas

Las exposiciones accidentales de los sistemas de rayos X son numerosas y, a menudo, implican exposiciones extremadamente altas en pequeñas porciones del cuerpo. No es raro que los sistemas de difracción de rayos X produzcan tasas de dosis absorbida de 5 Gy/s a 10 cm del foco del tubo. A distancias más cortas, a menudo se han medido tasas de 100 Gy/s. El haz suele ser estrecho, pero incluso una exposición de unos pocos segundos puede provocar lesiones locales graves (Lubenau et al. 1967; Lindell 1968; Haynie y Olsher 1981; ANSI 1977).

Debido a que estos sistemas a menudo se usan en circunstancias "no rutinarias", se prestan a la producción de exposiciones accidentales. Los sistemas de rayos X comúnmente utilizados en las operaciones normales parecen ser razonablemente seguros. La falla del equipo no ha causado exposiciones severas.

Lecciones aprendidas de exposiciones accidentales a rayos X

La mayoría de las exposiciones accidentales ocurrieron durante usos no rutinarios cuando el equipo se desarmó parcialmente o se quitaron las cubiertas protectoras.

En las exposiciones más graves, faltaba la instrucción adecuada para el personal y el personal de mantenimiento.

Si se hubieran utilizado métodos simples y a prueba de fallas para garantizar que los tubos de rayos X estuvieran apagados durante las reparaciones y el mantenimiento, se habrían evitado muchas exposiciones accidentales.

Se deben usar dosímetros personales de dedo o muñeca para los operadores y el personal de mantenimiento que trabaja con estas máquinas.

Si se hubieran requerido enclavamientos, se habrían evitado muchas exposiciones accidentales.

El error del operador fue una causa contribuyente en la mayoría de los accidentes. La falta de recintos adecuados o un diseño de blindaje deficiente a menudo empeoraba la situación.

Iaccidentes de radiografía industrial

Desde la década de 1950 hasta la de 1970, la tasa más alta de accidentes por radiación para una sola actividad ha sido consistentemente para operaciones radiográficas industriales (IAEA 1969, 1977). Los organismos reguladores nacionales continúan luchando para reducir la tasa mediante una combinación de regulaciones mejoradas, requisitos estrictos de capacitación y políticas de inspección y cumplimiento cada vez más estrictas (USCFR 1990). Estos esfuerzos regulatorios generalmente han tenido éxito, pero todavía ocurren muchos accidentes asociados con la radiografía industrial. La legislación que permita multas monetarias cuantiosas puede ser la herramienta más eficaz para mantener la seguridad radiológica en la mente de los gerentes de radiografía industrial (y también, por lo tanto, en la mente de los trabajadores).

Causas de los accidentes de radiografía industrial

Formación de trabajadores. La radiografía industrial probablemente tiene requisitos de educación y capacitación más bajos que cualquier otro tipo de empleo de radiación. Por lo tanto, los requisitos de capacitación existentes deben cumplirse estrictamente.

Incentivo a la producción del trabajador. Durante años, el mayor énfasis para los radiógrafos industriales se puso en la cantidad de radiografías exitosas producidas por día. Esta práctica puede dar lugar a actos inseguros, así como a la falta ocasional de uso de la dosimetría del personal, de modo que no se detecte el exceso de los límites de dosis equivalente.

Falta de encuestas adecuadas. Lo más importante es realizar un estudio exhaustivo de los cerdos de origen (recipientes de almacenamiento) (figura 1) después de cada exposición. No realizar estos estudios es la causa individual más probable de exposiciones innecesarias, muchas de las cuales no se registran, ya que los radiógrafos industriales rara vez utilizan dosímetros manuales o digitales (figura 1).

Figura 1. Cámara de radiografía industrial

Problemas con el equipo. Debido al uso intensivo de cámaras radiográficas industriales, los mecanismos de bobinado de la fuente pueden aflojarse y hacer que la fuente no se retraiga completamente a su posición de almacenamiento segura (punto A en la figura 1). También hay muchos casos de fallas de enclavamiento de fuente de armario que causan exposiciones accidentales del personal.

Diseño de Planes de Emergencia

Existen muchas guías excelentes, tanto generales como específicas, para el diseño de planes de emergencia. Algunas referencias son particularmente útiles. Estos se dan en las lecturas sugeridas al final de este capítulo.

Redacción inicial del plan y procedimientos de emergencia

En primer lugar, se debe evaluar todo el inventario de materiales radiactivos de la instalación en cuestión. Luego se deben analizar los accidentes creíbles para que se puedan determinar los plazos máximos probables de liberación de la fuente. A continuación, el plan y sus procedimientos deben permitir a los operadores de las instalaciones:

1. reconocer una situación de accidente
2. clasificar el accidente según la gravedad
3. tomar medidas para mitigar el accidente
4. hacer notificaciones oportunas
5. pedir ayuda de manera eficiente y rápida
6. cuantificar liberaciones
7. realizar un seguimiento de las exposiciones tanto dentro como fuera del sitio, así como mantener las exposiciones de emergencia ALARA
8. recuperar la instalación lo más rápido posible
9. mantener registros precisos y detallados.

Tipos de accidentes asociados a reactores nucleares

A continuación se incluye una lista, de más probable a menos probable, de los tipos de accidentes asociados con los reactores nucleares. (El accidente de tipo industrial general de reactor no nuclear es, con mucho, el más probable).

1. Liberación inesperada de bajo nivel de material radiactivo con poca o ninguna exposición a la radiación externa para el personal. Por lo general, ocurre durante revisiones importantes o en el envío de resina gastada o combustible gastado. Las fugas en el sistema de refrigeración y los derrames en el sumidero de muestras de refrigerante suelen ser causas de la propagación de la contaminación radiactiva.
2. Exposición externa inesperada del personal. Esto suele ocurrir durante revisiones importantes o mantenimiento de rutina.
3. Una combinación de propagación de la contaminación, contaminación del personal y exposición a la radiación externa del personal de bajo nivel es el siguiente accidente más probable. Estos accidentes ocurren bajo las mismas condiciones que 1 y 2 arriba.
4. Gran contaminación de la superficie debido a una fuga importante en el sistema de refrigeración del reactor o a una fuga de refrigerante del combustible gastado.
5. Astillas o partículas grandes de CRUD activado (consulte la definición a continuación) en o sobre la piel, los oídos o los ojos.
6. Exposición a la radiación de alto nivel del personal de la planta. Esto generalmente es causado por un descuido.
7. Liberación de cantidades pequeñas pero superiores a las permisibles de desechos radiactivos fuera de los límites de la planta. Esto generalmente se asocia con fallas humanas.
8. Fusión del reactor. Probablemente ocurriría una gran contaminación fuera del sitio más una alta exposición del personal.
9. Excursión del reactor (tipo de accidente SL–1).

Radionucleidos previstos en accidentes de reactores refrigerados por agua:

• productos de corrosión y erosión activados (comúnmente conocidos como CRUD) en el refrigerante; por ejemplo, cobalto-60 o -58 (⁶⁰Co, ⁵⁸Co), hierro-59 (⁵⁹Fe), manganeso-58 (⁵⁸Mn) y tantalio-183 (¹⁸³Ejército de reserva)
• productos de fisión de bajo nivel normalmente presentes en el refrigerante; por ejemplo, yodo-131 (¹³¹I) y cesio-137 (¹³⁷cs)
• en reactores de agua en ebullición, 1 y 2 anteriores más desgasificación continua de niveles bajos de tritio 
• (³H) y gases radiactivos nobles como el xenón-133 y -135 (¹³³Qué, ¹³⁵Xe), argón-41 (⁴¹Ar) y criptón-85 (⁸⁵Kr)
• tritio (³H) fabricado dentro del núcleo a razón de 1.3 × 10^-4 átomos de ³H por fisión (solo una fracción de este sale del combustible).

Figura 2. Ejemplo de plan de emergencia de una central nuclear, índice

Plan de emergencia típico de una planta de energía nuclear, índice

La Figura 2 es un ejemplo de una tabla de contenido para un plan de emergencia de una planta de energía nuclear. Dicho plan debe incluir cada capítulo que se muestra y debe adaptarse para cumplir con los requisitos locales. En la figura 3 se proporciona una lista de procedimientos típicos de implementación de reactores de potencia.

Figura 3. Procedimientos típicos de implementación de un reactor de potencia

Monitoreo ambiental radiológico durante accidentes

Esta tarea a menudo se denomina EREMP (Programa de Monitoreo Ambiental Radiológico de Emergencia) en grandes instalaciones.

Una de las lecciones más importantes aprendidas por la Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU. y otras agencias gubernamentales del accidente de Three Mile Island fue que no se puede implementar con éxito EREMP en uno o dos días sin una planificación previa extensa. Aunque el gobierno de los EE. UU. gastó muchos millones de dólares en monitorear el medio ambiente alrededor de la estación nuclear de Three Mile Island durante el accidente, menos de 5^% de las emisiones totales fueron medidas. Esto se debió a una mala e inadecuada planificación previa.

Diseño de Programas de Monitoreo Ambiental Radiológico de Emergencia

La experiencia ha demostrado que el único EREMP exitoso es el que está diseñado en el programa de monitoreo ambiental radiológico de rutina. Durante los primeros días del accidente de Three Mile Island, se supo que un EREMP eficaz no se puede establecer con éxito en uno o dos días, sin importar cuántos recursos humanos y dinero se asignen al programa.

Lugares de muestreo

Todas las ubicaciones del programa de monitoreo ambiental radiológico de rutina se utilizarán durante el monitoreo de accidentes a largo plazo. Además, se deben establecer varias ubicaciones nuevas para que los equipos de inspección motorizados tengan ubicaciones predeterminadas en cada parte de cada sector de 22½° (consulte la figura 3). Generalmente, los lugares de muestreo estarán en áreas con caminos. Sin embargo, se deben hacer excepciones para sitios normalmente inaccesibles pero potencialmente ocupados, como campamentos y senderos para caminatas dentro de aproximadamente 16 km a favor del viento del accidente.

Figura 3. Designaciones de sectores y zonas para muestreo radiológico y puntos de monitoreo dentro de las zonas de planificación de emergencia

La Figura 3 muestra la designación del sector y la zona para los puntos de monitoreo ambiental y de radiación. Uno puede designar sectores de 22½° por direcciones cardinales (por ejemplo, N, Nney NE) o por letras simples (por ejemplo, A a R). Sin embargo, no se recomienda el uso de letras porque se confunden fácilmente con la notación direccional. Por ejemplo, es menos confuso usar el direccional W para oeste en lugar de la letra N.

Cada ubicación de muestreo designada debe visitarse durante un simulacro de práctica para que las personas responsables del monitoreo y el muestreo estén familiarizadas con la ubicación de cada punto y estén al tanto de los "espacios muertos" de radio, caminos en mal estado, problemas para encontrar las ubicaciones en la oscuridad etcétera. Dado que ningún simulacro cubrirá todas las ubicaciones designadas previamente dentro de la zona de protección de emergencia de 16 km, los simulacros deben diseñarse de modo que eventualmente se visiten todos los puntos de muestreo. A menudo vale la pena predeterminar la capacidad de los vehículos del equipo topográfico para comunicarse con cada punto predesignado. Las ubicaciones reales de los puntos de muestreo se eligen utilizando los mismos criterios que en el REMP (NRC 1980); por ejemplo, línea de sitio, área de exclusión mínima, individuo más cercano, comunidad más cercana, escuela más cercana, hospital, hogar de ancianos, rebaño de animales lecheros, jardín, granja, etc.

Equipo de inspección de vigilancia radiológica

Durante un accidente que involucre emisiones significativas de materiales radiactivos, los equipos de monitoreo radiológico deben monitorear continuamente en el campo. También deben monitorear continuamente en el sitio si las condiciones lo permiten. Normalmente, estos equipos monitorearán la radiación ambiental gamma y beta y tomarán muestras del aire para detectar la presencia de partículas radiactivas y halógenos.

Estos equipos deben estar bien capacitados en todos los procedimientos de monitoreo, incluido el monitoreo de sus propias exposiciones, y poder transmitir con precisión estos datos a la estación base. Los detalles como el tipo de medidor de medición, el número de serie y el estado de ventana abierta o cerrada deben informarse cuidadosamente en hojas de registro bien diseñadas.

Al comienzo de una emergencia, un equipo de monitoreo de emergencia puede tener que monitorear durante 12 horas sin interrupción. Sin embargo, después del período inicial, el tiempo de campo para el equipo de encuesta debe reducirse a ocho horas con al menos un descanso de 30 minutos.

Dado que puede ser necesaria una vigilancia continua, se deben implementar procedimientos para suministrar alimentos y bebidas a los equipos de encuesta, instrumentos y baterías de repuesto, y para la transferencia de ida y vuelta de los filtros de aire.

Aunque los equipos de inspección probablemente trabajen 12 horas por turno, se necesitan tres turnos por día para brindar una vigilancia continua. Durante el accidente de Three Mile Island, se desplegaron un mínimo de cinco equipos de monitoreo a la vez durante las primeras dos semanas. La logística para apoyar tal esfuerzo debe planificarse cuidadosamente con anticipación.

Equipo de muestreo ambiental radiológico

Los tipos de muestras ambientales que se toman durante un accidente dependen del tipo de emisiones (en el aire o en el agua), la dirección del viento y la época del año. Las muestras de suelo y agua potable deben tomarse incluso en invierno. Aunque es posible que no se detecten liberaciones de radiohalógeno, se deben tomar muestras de leche debido al gran factor de bioacumulación.

Se deben tomar muchas muestras de alimentos y ambientales para tranquilizar al público, aunque las razones técnicas no justifiquen el esfuerzo. Además, estos datos pueden ser invaluables durante cualquier procedimiento legal posterior.

Las hojas de registro planificadas previamente que utilizan procedimientos de datos fuera del sitio cuidadosamente pensados ​​son esenciales para las muestras ambientales. Todas las personas que toman muestras ambientales deben haber demostrado una comprensión clara de los procedimientos y tener capacitación de campo documentada.

Si es posible, la recopilación de datos de muestras ambientales fuera del sitio debe ser realizada por un grupo externo independiente. También es preferible que las muestras ambientales de rutina sean tomadas por el mismo grupo fuera del sitio, de modo que el valioso grupo en el sitio pueda usarse para otra recopilación de datos durante un accidente.

Cabe destacar que durante el accidente de Three Mile Island se recogieron todas las muestras ambientales que deberían haberse tomado y no se perdió ninguna muestra ambiental. Esto ocurrió a pesar de que la tasa de muestreo aumentó en un factor de más de diez sobre las tasas de muestreo previas al accidente.

Equipo de monitoreo de emergencia

El inventario de equipos de monitoreo de emergencia debe ser al menos el doble de lo que se necesita en un momento dado. Los casilleros deben colocarse alrededor de los complejos nucleares en varios lugares para que ningún accidente niegue el acceso a todos estos casilleros. Para garantizar la disponibilidad, se debe hacer un inventario del equipo y verificar su calibración al menos dos veces al año y después de cada simulacro. Las camionetas y los camiones en las grandes instalaciones nucleares deben estar completamente equipados para la vigilancia de emergencia tanto dentro como fuera del sitio.

Los laboratorios de conteo in situ pueden quedar inutilizables durante una emergencia. Por lo tanto, se deben hacer arreglos previos para un laboratorio de conteo alternativo o móvil. Este es ahora un requisito para las plantas de energía nuclear de los Estados Unidos (USNRC 1983).

El tipo y la sofisticación del equipo de monitoreo ambiental deben cumplir con los requisitos para atender el peor accidente creíble de la instalación nuclear. A continuación se incluye una lista de los equipos típicos de vigilancia ambiental necesarios para las centrales nucleares:

1. El equipo de muestreo de aire debe incluir unidades que funcionen con baterías para el muestreo a corto plazo y que funcionen con CA con registradores de gráficos de tira y capacidades de alarma para la vigilancia a largo plazo.
2. El equipo de muestreo de líquidos debe contener muestreadores continuos. Los muestreadores deben poder funcionar en el entorno local, sin importar lo duro que sea.
3. Los medidores de sondeo gamma portátiles para trabajos de implante deben tener un rango máximo de 100 Gy/h, y el equipo de sondeo independiente debe poder medir la radiación beta hasta 100 Gy/h.
4. La dosimetría del personal in situ debe incluir capacidad de medición beta, así como dosímetros termoluminiscentes de dedo (TLD) (figura 4). También puede ser necesaria otra dosimetría de las extremidades. En situaciones de emergencia, siempre se necesitan juegos adicionales de dosímetros de control. Es posible que se necesite un lector de TLD portátil para conectarse con la computadora de la estación a través de un módem telefónico en lugares de emergencia. Los equipos internos de inspección, como los equipos de rescate y reparación, deben tener dosímetros de bolsillo de rango bajo y alto, así como dosímetros de alarma preestablecidos. Se debe pensar cuidadosamente en los niveles de dosis preestablecidos para los equipos que pueden estar en áreas de alta radiación.
5. Se deben suministrar suministros de ropa de protección en los lugares de emergencia y en los vehículos de emergencia. Se debe disponer de ropa protectora adicional de respaldo en caso de accidentes que duren un período de tiempo prolongado.
6. El equipo de protección respiratoria debe estar en todos los casilleros y vehículos de emergencia. Se deben mantener listas actualizadas del personal capacitado en respiración en cada una de las principales áreas de almacenamiento de equipos de emergencia.
7. Los vehículos móviles equipados con radios son esenciales para los equipos de encuestas de monitoreo de radiación de emergencia. Se debe conocer la ubicación y disponibilidad de vehículos de respaldo.
8. El equipo del equipo de estudio ambiental debe almacenarse en un lugar conveniente, preferiblemente fuera del sitio, para que esté siempre disponible.
9. Los kits de emergencia deben colocarse en el Centro de soporte técnico y en la Instalación de emergencia fuera del sitio para que los equipos de inspección de reemplazo no tengan que ir al sitio para recibir el equipo y desplegarse.
10. Para un accidente grave que involucre la liberación de materiales radiactivos en el aire, se deben realizar preparativos para el uso de helicópteros y aviones monomotor para la vigilancia aérea.

Figura 4. Un radiólogo industrial con una insignia de TLD y un dosímetro termoluminiscente de anillo (opcional en los EE. UU.)

El análisis de datos

El análisis de datos ambientales durante un accidente grave debe trasladarse lo antes posible a una ubicación externa, como la Instalación externa de emergencia.

Se deben establecer pautas preestablecidas sobre cuándo se deben informar los datos de muestras ambientales a la gerencia. El método y la frecuencia para la transferencia de datos de muestras ambientales a las agencias gubernamentales deben acordarse al comienzo del accidente.

Lecciones de física y radioquímica de la salud aprendidas del accidente de Three Mile Island

Se necesitaron consultores externos para realizar las siguientes actividades debido a que los físicos de sanidad vegetal estaban totalmente ocupados en otras tareas durante las primeras horas del accidente de Three Mile Island del 28 de marzo de 1979:

• evaluación de emisiones de efluentes radiactivos (gaseoso y liquido), incluida la recolección de muestras, la coordinación de laboratorios para el conteo de muestras, el control de calidad de los laboratorios, la recolección de datos, el análisis de datos, la generación de informes, la distribución de datos a las agencias gubernamentales y al propietario de la planta de energía
• evaluación de la dosis, incluidas investigaciones de sobreexposición sospechosa y real, investigaciones de contaminación de la piel y deposición interna, maquetas de exposición significativa y cálculos de dosis
• programa de vigilancia ambiental radiologica, incluida la coordinación completa de la toma de muestras, análisis de datos, generación y distribución de informes, notificaciones de puntos de acción, expansión del programa para la situación del accidente y luego contracción del programa hasta un año después del accidente
• estudios especiales de dosimetría beta, incluidos estudios de última generación en monitoreo de personal beta, modelado de la dosis beta en la piel de contaminantes radiactivos, intercomparaciones de todos los sistemas de dosimetría de personal TLD beta-gamma disponibles comercialmente.

La lista anterior incluye ejemplos de actividades que el personal típico de física de la salud de las empresas de servicios públicos no puede realizar adecuadamente durante un accidente grave. El personal de física de la salud de Three Mile Island tenía mucha experiencia, estaba bien informado y era competente. Trabajaron de 15 a 20 horas por día durante las dos primeras semanas del accidente sin descanso. Sin embargo, los requisitos adicionales causados ​​por el accidente fueron tan numerosos que no pudieron realizar muchas tareas rutinarias importantes que normalmente se realizarían con facilidad.

Las lecciones aprendidas del accidente de Three Mile Island incluyen:

Entrada al edificio auxiliar durante un accidente

1. Todas las entradas deben estar en un nuevo permiso de trabajo de radiación revisado por el físico de salud principal en el sitio y firmado por el superintendente de la unidad o el suplente designado.
2. La sala de control apropiada debe tener control absoluto sobre todas las entradas al Edificio Auxiliar y de Manejo de Combustible. No se deben permitir entradas a menos que un físico de la salud esté en el punto de control durante la entrada.
3. No se deben permitir entradas sin un medidor topográfico de rango apropiado que funcione correctamente. Se debe realizar una verificación puntual de la respuesta del medidor inmediatamente antes de la entrada.
4. Debe obtenerse el historial de exposición de todas las personas antes de su entrada en un área de alta radiación.
5. Exposiciones permitidas durante la entrada, sin importar cuán importante se deba designar la tarea.

Muestreo de refrigerante primario durante un accidente

1. Todas las muestras que se tomarán en un nuevo permiso de trabajo de radiación deben ser revisadas por el físico de salud superior en el sitio y firmadas por el superintendente de la unidad o suplente.
2. No se deben tomar muestras de refrigerante a menos que se use un dosímetro de extremidad.
3. No se deben tomar muestras de refrigerante sin la disponibilidad de guantes protegidos y pinzas de al menos 60 cm de largo en caso de que una muestra sea más radiactiva de lo esperado.
4. No se deben tomar muestras de refrigerante sin un protector personal de vidrio emplomado en caso de que una muestra sea más radiactiva de lo esperado.
5. La toma de muestras debe interrumpirse si es probable que la exposición de una extremidad o de todo el cuerpo exceda los niveles preestablecidos establecidos en el permiso de trabajo de radiación.
6. Si es posible, las exposiciones significativas deben distribuirse entre varios trabajadores.
7. Todos los casos de contaminación de la piel que excedan los niveles de acción dentro de las 24 horas deben ser revisados.

Entrada a la sala de válvulas de reposición

1. Se deben realizar estudios de área beta y gamma usando detectores remotos con el rango máximo apropiado.
2. La entrada inicial en un área con una tasa de dosis absorbida de más de 20 mGy/h debe someterse a una revisión previa para verificar que la exposición a la radiación se mantendrá tan baja como sea razonablemente posible.
3. Cuando se sospeche de fugas de agua, se debe detectar una posible contaminación del piso.
4. Se debe poner en funcionamiento un programa coherente para el tipo y la ubicación de la dosimetría del personal.
5. Con personas que ingresan a un área con una tasa de dosis absorbida de más de 20 mGy/h, los TLD deben evaluarse inmediatamente después de la salida.
6. Se debe verificar que todos los requisitos del permiso de trabajo de radiación se cumplan antes de ingresar a un área con una tasa de dosis absorbida de más de 20 mGy/h.
7. Las entradas de tiempo controlado en áreas peligrosas deben ser cronometradas por un físico de la salud.

Acciones protectoras y vigilancia ambiental externa desde la perspectiva del gobierno local

1. Antes de comenzar un protocolo de muestreo, se deben establecer los criterios para detenerlo.
2. No se debe permitir la interferencia externa.
3. Deben existir varias líneas telefónicas confidenciales. Los números deben cambiarse después de cada crisis.
4. Las capacidades de los sistemas de medición aérea son mejores de lo que la mayoría de la gente cree.
5. Se debe tener a mano una grabadora y registrar los datos con regularidad.
6. Mientras el episodio agudo está en curso, se debe abandonar la lectura de periódicos, ver la televisión y escuchar la radio, ya que estas actividades solo aumentan las tensiones existentes.
7. Se debe planificar la entrega de alimentos y otras comodidades, como las instalaciones para dormir, ya que puede ser imposible volver a casa por un tiempo.
8. Se deben planificar capacidades analíticas alternativas. Incluso un pequeño accidente puede alterar significativamente los niveles de radiación de fondo del laboratorio.
9. Cabe señalar que se gastará más energía en evitar decisiones poco sólidas que en abordar problemas reales.
10. Debe entenderse que las emergencias no se pueden gestionar desde lugares remotos.
11. Cabe señalar que las recomendaciones de medidas de protección no están sujetas a votación del comité.
12. Todas las llamadas que no sean esenciales deben ponerse en espera, las que hacen perder el tiempo deben colgarse.

El accidente radiológico de Goiânia de 1985

51 TBq ¹³⁷La unidad de teleterapia Cs fue robada de una clínica abandonada en Goiânia, Brasil, alrededor del 13 de septiembre de 1985. Dos personas que buscaban chatarra se llevaron a casa el ensamblaje original de la unidad de teleterapia e intentaron desarmar las piezas. La tasa de dosis absorbida del conjunto de la fuente fue de aproximadamente 46 Gy/ha 1 m. No entendieron el significado del símbolo de radiación de tres aspas en la cápsula fuente.

La cápsula fuente se rompió durante el desmontaje. Cloruro de cesio-137 altamente soluble (¹³⁷CsCl) se desparramó en una parte de esta ciudad de 1,000,000 de habitantes y provocó uno de los accidentes de fuente sellada más graves de la historia.

Después del desmontaje, los restos del conjunto fuente se vendieron a un chatarrero. Descubrió que el ¹³⁷El polvo de CsCl brillaba en la oscuridad con un color azul (presumiblemente, se trataba de la radiación de Cerenkov). Pensó que el polvo podría ser una piedra preciosa o incluso sobrenatural. Muchos amigos y familiares vinieron a ver el resplandor "maravilloso". Se entregaron porciones de la fuente a varias familias. Este proceso continuó durante unos cinco días. En ese momento, varias personas habían desarrollado síntomas del síndrome gastrointestinal debido a la exposición a la radiación.

Los pacientes que fueron al hospital con trastornos gastrointestinales graves fueron mal diagnosticados con reacciones alérgicas a algo que comieron. Se sospechó que un paciente que tenía graves efectos en la piel por el manejo de la fuente tenía alguna enfermedad tropical de la piel y fue enviado al Hospital de Enfermedades Tropicales.

Esta trágica secuencia de eventos continuó sin ser detectada por personal informado durante aproximadamente dos semanas. Mucha gente se frotaba la ¹³⁷polvo de CsCl en sus pieles para que pudieran brillar de color azul. La secuencia podría haber continuado mucho más, excepto que una de las personas irradiadas finalmente conectó las enfermedades con la cápsula fuente. Ella tomó los restos de la ¹³⁷Fuente del CsCl en un autobús al Departamento de Salud Pública de Goiânia donde lo dejó. Un físico médico visitante inspeccionó la fuente al día siguiente. Tomó medidas por su propia iniciativa para evacuar dos áreas de depósito de chatarra e informar a las autoridades. La velocidad y el tamaño general de la respuesta del gobierno brasileño, una vez que se dio cuenta del accidente, fueron impresionantes.

Unas 249 personas resultaron contaminadas. Cincuenta y cuatro fueron hospitalizados. Murieron cuatro personas, una de las cuales era una niña de seis años que recibió una dosis interna de alrededor de 4 Gy al ingerir alrededor de 1 GBq (10⁹ Bq) de ¹³⁷Cs.

Respuesta al accidente

Los objetivos de la fase de respuesta inicial fueron:

• identificar los principales sitios de contaminación
• evacuar residencias donde los niveles de radiactividad excedieron los niveles de intervención adoptados
• establecer controles de física sanitaria alrededor de estas áreas, impidiendo el acceso cuando sea necesario
• identificar a las personas que habían recibido dosis significativas o estaban contaminadas.

El equipo médico inicialmente:

• a su llegada a Goiânia, tomó historias y triaje de acuerdo con los síntomas del síndrome de radiación aguda
• envió a todos los pacientes con radiación aguda al Hospital de Goiânia (que se estableció con anticipación para el control de la contaminación y la exposición)
• trasladaron por vía aérea al día siguiente a los seis pacientes más críticos al centro de atención terciaria de un hospital naval de Río de Janeiro (posteriormente ocho pacientes más fueron trasladados a este hospital)
• hizo arreglos para la dosimetría de radiación citogenética
• manejo médico basado en cada paciente en el curso clínico de ese paciente
• dio instrucciones informales al personal del laboratorio clínico para disminuir sus temores (la comunidad médica de Goiânia se mostró renuente a ayudar).

Físicos de la salud:

• médicos asistidos en dosimetría de radiación, bioensayo y descontaminación de la piel
• análisis coordinado e interpretado de 4,000 muestras de orina y heces en un período de cuatro meses
• cuerpo entero contado 600 individuos
• monitoreo coordinado de contaminación por radio de 112,000 personas (249 fueron contaminadas)
• realizó un estudio aéreo de toda la ciudad y los suburbios utilizando detectores de NaI ensamblados apresuradamente
• realizó estudios con detectores de NaI montados en automóviles en más de 2,000 km de carreteras
• establecer niveles de acción para la descontaminación de personas, edificios, automóviles, suelos, etc.
• coordinó a 550 trabajadores empleados en los esfuerzos de descontaminación
• demolición coordinada de siete casas y descontaminación de 85 casas
• transporte coordinado de 275 camiones cargados de desechos contaminados
• descontaminación coordinada de 50 vehículos
• embalaje coordinado de 3,500 metros cúbicos de residuos contaminados
• utilizó 55 medidores de inspección, 23 monitores de contaminación y 450 dosímetros de lectura automática.

Resultados

Pacientes con síndrome de radiación aguda

Cuatro pacientes fallecieron como resultado de dosis absorbidas que oscilaron entre 4 y 6 Gy. Dos pacientes mostraron depresión grave de la médula ósea, pero vivieron a pesar de las dosis absorbidas de 6.2 y 7.1 Gy (estimación citogenética). Cuatro pacientes sobrevivieron con dosis absorbidas estimadas de 2.5 a 4 Gy.

Lesión cutánea inducida por radiación

Diecinueve de veinte pacientes hospitalizados sufrieron lesiones en la piel inducidas por la radiación, que comenzaron con hinchazón y ampollas. Estas lesiones luego se rompieron y secretaron líquido. Diez de las diecinueve lesiones cutáneas desarrollaron lesiones profundas unas cuatro o cinco semanas después de la irradiación. Estas lesiones profundas eran indicativas de una exposición gamma significativa de los tejidos más profundos.

Todas las lesiones de la piel estaban contaminadas con ¹³⁷Cs, con tasas de dosis absorbida de hasta 15 mGy/h.

La niña de seis años que ingirió 1 TBq de ¹³⁷Cs (y que murió un mes después) tenía una contaminación cutánea generalizada con un promedio de 3 mGy/h.

Un paciente requirió una amputación aproximadamente un mes después de la exposición. Las imágenes de la acumulación de sangre fueron útiles para determinar la demarcación entre las arteriolas dañadas y las normales.

Resultado de contaminación interna

Las pruebas estadísticas no mostraron diferencias significativas entre las cargas corporales determinadas por el conteo de todo el cuerpo en comparación con las determinadas por los datos de excreción urinaria.

Se validaron modelos que relacionaban datos de bioensayos con ingestas y carga corporal. Estos modelos también eran aplicables para diferentes grupos de edad.

El azul de Prusia fue útil para promover la eliminación de ¹³⁷CsCl del cuerpo (si la dosis fue superior a 3 Gy/d).

Diecisiete pacientes recibieron diuréticos para la eliminación de ¹³⁷Cargas corporales de CsCl. Estos diuréticos fueron ineficaces para descorporalizar ¹³⁷Cs y se detuvo su uso.

Descontaminación de la piel

Descontaminación de la piel con agua y jabón, ácido acético y dióxido de titanio (TiO₂) se realizó en todos los pacientes. Esta descontaminación sólo tuvo un éxito parcial. Se conjeturó que la sudoración resultó en la recontaminación de la piel del ¹³⁷Cs carga corporal.

Las lesiones cutáneas contaminadas son muy difíciles de descontaminar. El desprendimiento de la piel necrótica redujo significativamente los niveles de contaminación.

Estudio de seguimiento sobre evaluación de dosis de análisis citogenético

La frecuencia de las aberraciones en los linfocitos en diferentes momentos después del accidente siguió tres patrones principales:

En dos casos las frecuencias de incidencia de aberraciones permanecieron constantes hasta un mes después del accidente y descendieron a unos 30^% de la frecuencia inicial tres meses después.

En dos casos, una disminución gradual de alrededor de 20^% cada tres meses se encontró.

En dos de los casos de mayor contaminación interna hubo aumentos en la frecuencia de incidencia de aberraciones (alrededor de 50^% y séptima^%) durante un período de tres meses.

estudios de seguimiento de ¹³⁷Cs cargas corporales

• Dosis comprometidas reales de los pacientes seguidas de bioensayo.
• Siguieron los efectos de la administración de azul de Prusia.
• In vivo mediciones para 20 personas realizadas en muestras de sangre, heridas y órganos para buscar una distribución no homogénea de ¹³⁷Cs y su retención en los tejidos corporales.
• Una mujer y su bebé recién nacido estudiaron para buscar retención y transferencia por lactancia.

Niveles de acción para la intervención

Se recomendó la evacuación de la casa para tasas de dosis absorbida superiores a 10 μGy/h a 1 m de altura dentro de la casa.

La descontaminación correctiva de la propiedad, la ropa, el suelo y los alimentos se basó en una persona que no supere los 5 mGy en un año. La aplicación de este criterio para diferentes vías resultó en la descontaminación del interior de una casa si la dosis absorbida podía exceder 1 mGy en un año y la descontaminación del suelo si la tasa de dosis absorbida podía exceder 4 mGy en un año (3 mGy de radiación externa y 1 mGy de radiación interna).

El accidente de la unidad 4 del reactor de energía nuclear de Chernobyl de 1986

Descripción general del accidente

El peor accidente de un reactor de energía nuclear del mundo ocurrió el 26 de abril de 1986 durante una prueba de ingeniería eléctrica de muy baja potencia. Para realizar esta prueba, se apagaron o bloquearon varios sistemas de seguridad.

Esta unidad era un modelo RBMK-1000, el tipo de reactor que producía alrededor de 65^% de toda la energía nuclear generada en la URSS. Era un reactor de agua en ebullición moderado con grafito que generaba 1,000 MW de electricidad (MWe). El RBMK-1000 no tiene un edificio de contención probado a presión y no se construye comúnmente en la mayoría de los países.

El reactor se volvió crítico rápidamente y produjo una serie de explosiones de vapor. Las explosiones volaron toda la parte superior del reactor, destruyeron la delgada estructura que lo cubría y provocaron una serie de incendios en los gruesos techos de asfalto de las unidades 3 y 4. Las emisiones radiactivas duraron diez días y 31 personas murieron. La delegación de la URSS ante la Agencia Internacional de Energía Atómica estudió el accidente. Afirmaron que los experimentos RBMK de la Unidad 4 de Chernobyl que causaron el accidente no habían recibido la aprobación requerida y que las reglas escritas sobre las medidas de seguridad del reactor eran inadecuadas. La delegación afirmó además: “El personal involucrado no estaba preparado adecuadamente para las pruebas y no estaba al tanto de los posibles peligros”. Esta serie de pruebas creó las condiciones para la situación de emergencia y condujo a un accidente del reactor que la mayoría creía que nunca podría ocurrir.

Liberación de productos de fisión del accidente de la Unidad 4 de Chernobyl

Actividad total liberada

Aproximadamente 1,900 PBq de productos de fisión y combustible (que juntos fueron etiquetados Corium por el Equipo de Recuperación de Accidentes de Three Mile Island) fueron liberados durante los diez días que tomó apagar todos los incendios y sellar la Unidad 4 con un material de protección absorbente de neutrones. La Unidad 4 es ahora un sarcófago de acero y hormigón permanentemente sellado que contiene correctamente el corium residual dentro y alrededor de los restos del núcleo del reactor destruido.

El veinticinco por ciento de los 1,900 PBq se liberaron el primer día del accidente. El resto fue puesto en libertad durante los siguientes nueve días.

Las emisiones radiológicamente más significativas fueron 270 PBq de ¹³¹Yo, 8.1 PBq de ⁹⁰Sr y 37 PBq of ¹³⁷Cs. Esto se puede comparar con el accidente de Three Mile Island, que liberó 7.4 TBq of ¹³¹yo y no medible ⁹⁰señor o ¹³⁷Cs.

Dispersión ambiental de materiales radiactivos

Los primeros lanzamientos fueron generalmente en dirección norte, pero los lanzamientos posteriores fueron hacia las direcciones oeste y suroeste. El primer penacho llegó a Suecia y Finlandia el 27 de abril. Los programas de monitoreo ambiental radiológico de las plantas de energía nuclear descubrieron de inmediato el escape y alertaron al mundo sobre el accidente. Parte de este primer penacho se desvió hacia Polonia y Alemania Oriental. Columnas posteriores barrieron Europa oriental y central los días 29 y 30 de abril. Después de esto, el Reino Unido vio los lanzamientos de Chernobyl el 2 de mayo, seguido de Japón y China el 4 de mayo, India el 5 de mayo y Canadá y EE. UU. el 5 y 6 de mayo. El hemisferio sur no informó haber detectado este penacho.

La deposición de la pluma se rigió principalmente por la precipitación. El patrón de lluvia radiactiva de los principales radionucleidos (¹³¹I, ¹³⁷c, ¹³⁴C, y ⁹⁰Sr) era muy variable, incluso dentro de la URSS. El principal riesgo procedía de la irradiación externa procedente de la deposición superficial, así como de la ingestión de alimentos contaminados.

Consecuencias radiológicas del accidente de la Unidad 4 de Chernóbil

Consecuencias agudas generales para la salud

Dos personas murieron inmediatamente, una durante el derrumbe del edificio y otra 5.5 horas después por quemaduras térmicas. Otros 28 miembros del personal del reactor y del equipo de extinción de incendios murieron a causa de las lesiones por radiación. Las dosis de radiación a la población fuera del sitio estaban por debajo de los niveles que pueden causar efectos de radiación inmediatos.

El accidente de Chernobyl casi duplicó el total mundial de muertes por accidentes de radiación hasta 1986 (de 32 a 61). (Es interesante notar que los tres muertos del accidente del reactor SL-1 en los EE. UU. se enumeran como debido a una explosión de vapor y que los dos primeros que murieron en Chernobyl tampoco se enumeran como muertes por accidentes de radiación).

Factores que influyeron en las consecuencias del accidente para la salud en el lugar

La dosimetría del personal para las personas en el sitio con mayor riesgo no estaba disponible. La ausencia de náuseas o vómitos durante las primeras seis horas después de la exposición indicó de forma fiable a aquellos pacientes que habían recibido dosis absorbidas inferiores a las potencialmente mortales. Esta también fue una buena indicación de los pacientes que no requirieron atención médica inmediata debido a la exposición a la radiación. Esta información junto con los datos de sangre (disminución del recuento de linfocitos) fue más útil que los datos de dosimetría personal.

Las pesadas prendas protectoras de los bomberos (una lona porosa) permitían que los productos de fisión de alta actividad específica entraran en contacto con la piel desnuda. Estas dosis beta causaron quemaduras graves en la piel y fueron un factor importante en muchas de las muertes. Cincuenta y seis trabajadores sufrieron quemaduras graves en la piel. Las quemaduras eran extremadamente difíciles de tratar y eran un elemento de complicación grave. Hicieron imposible descontaminar a los pacientes antes del transporte a los hospitales.

No hubo cargas corporales internas de material radiactivo clínicamente significativas en este momento. Solo dos personas tenían cargas corporales altas (pero no clínicamente significativas).

De las aproximadamente 1,000 personas examinadas, 115 fueron hospitalizadas debido al síndrome de radiación aguda. Ocho asistentes médicos que trabajaban en el lugar sufrieron el síndrome de radiación aguda.

Como era de esperar, no hubo evidencia de exposición a neutrones. (La prueba busca sodio-24 (²⁴Na) en sangre.)

Factores que influyeron en las consecuencias del accidente para la salud fuera del lugar

Las acciones públicas de protección se pueden dividir en cuatro períodos bien diferenciados.

1. Las primeras 24 horas: El público a favor del viento permaneció en el interior con puertas y ventanas cerradas. Se inició la distribución de yoduro de potasio (KI) para bloquear la captación tiroidea de ¹³¹I.
2. Uno a siete días: Pripyat fue evacuada después de que se establecieron rutas de evacuación seguras. Se establecieron estaciones de descontaminación. La región de Kiev fue evacuada. El número total de personas evacuadas fue de más de 88,000.
3. De una a seis semanas: El número total de personas evacuadas ascendió a 115,000. Todos estos fueron examinados médicamente y reasentados. Se administró yoduro de potasio a 5.4 millones de rusos, incluidos 1.7 millones de niños. Las dosis de tiroides se redujeron en alrededor de 80 a 90^%. Decenas de miles de cabezas de ganado fueron retiradas de las áreas contaminadas. La leche y los productos alimenticios locales estaban prohibidos en una gran área (según lo dictado por los niveles de intervención derivados).
4. Después de 6 semanas: El círculo de evacuación de 30 km de radio se dividió en tres subzonas: (a) una zona de 4 a 5 km donde no se espera el reingreso público en un futuro previsible, (b) una zona de 5 a 10 km donde se limita se permitirá el reingreso del público después de un tiempo específico y (c) una zona de 10 a 30 km donde el público eventualmente podrá regresar.

Se ha realizado un gran esfuerzo en la descontaminación de las áreas externas.

El Comité Científico de las Naciones Unidas sobre los Efectos de la Radiación Atómica (UNSCEAR) informó que la dosis radiológica total para la población de la URSS era de 226,000 Sv-persona (72,000 Sv-persona comprometidos durante el primer año). La dosis equivalente colectiva estimada en todo el mundo es del orden de 600,000 Sv-persona. El tiempo y estudios posteriores refinarán esta estimación (UNSCEAR 1988).

Organizaciones internacionales

Agencia Internacional de Energía Atómica

PO Box 100

A-1400 Viena

AUSTRIA

Comisión Internacional de Unidades y Medidas de Radiación

7910 Avenida Woodmont

Bethesda, Maryland 20814

Estados Unidos

Comisión Internacional de Protección Radiológica

PO Box No. 35

Didcot (Oxfordshire)

OX11 0RJ

Reino Unido

Asociación Internacional de Protección Radiológica

Universidad Tecnológica de Eindhoven

PO Box 662

5600 AR Eindhoven

PAÍSES BAJOS

Comité de las Naciones Unidas sobre los Efectos de la Radiación Atómica

ASOCIADOS DE BERNAM

Unidad de montaje 4611-F

Lanham, Maryland 20706-4391

Estados Unidos

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