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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