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).

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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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