A continuacion una informacion de
caracter general en cuanto a la reglamentacion de seguridad industrial con respecto
a estas radiaciones con las cuales la poblacion esta siendo torturada en su
ignorancia, siendo esta la causa de gran parte de los conflictos psico-sociales
entre las personas:
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Radiaciones.
Aplicaciones y Riesgos.
Ed. 2003
JOSÉ L.
CARRASCO RODRÍGUEZ
http://www.digprint.com
Radiaciones.
Aplicaciones y Riesgos.
Ed. 2003
¿EN QUÉ ÁMBITOS APARECEN LAS RADIACIONES?
¿COMO SE GENERAN?
Radiaciones
ionizantes.
Las
radiaciones ionizantes pueden aparecer bien como emisión de materiales
radiactivos (sean estos naturales ó creados artificialmente), bien generadas
mediante equipamiento eléctrico. En la siguiente tabla se recogen algunas de
las aplicaciones de los materiales
radiactivos:
UTILIZACIÓN
ISÓTOPOS RADIACTIVOS
Telegammaterapia
Cobalto-60
|
Radioterapia
(alta intensidad) Iridio-192
|
Radioterapia
(baja intensidad) Cesio-137,
Iridio-192
|
Irradiación
de productos sanguíneos Cobalto-60,
Cesio-137
|
Irradiación
industrial Cobalto-60,
Cesio-137
|
Medidas
de espesor Cobalto-60,
|
Kripton-85,
Cesio-137, Americio-241
|
Medidas
de nivel Cobalto-60
|
Medidas
de humedad
|
y
densidad Americio, Berilio,
Cesio-137
|
Radiografías
industriales Cobalto-60,
Iridio-192
|
Análisis
por fluorescencia de rayos X Hierro
55, Americio 241, Plutonio 238
|
Cromatografía en fase gaseosa Níquel 63,
Tritio
(Hidrógeno 3)
|
Detectores de humo,
pararrayos radiactivos Americio
241
|
En el
caso de la generación de energía eléctrica en centrales nucleares, en que se
usa habitualmente Uranio como material generador de energía, se obtienen como
productos residuales una larga colección de isótopos radiactivos, que emiten
todos los tipos de
radiaciones
ionizantes.
En
Medicina se utilizan las radiaciones ionizantes esencialmente en tres ámbitos:
Radiodiagnóstico
(RX),
Medicina
Nuclear y Laboratorios (radiación gamma, radiación beta y
radiación
alfa), y Radioterapia (radiación gamma (Co-60, Ir-192, Cs-137), radiación X (en
aceleradores de electrones trabajando en régimen de rayos X), radiación beta y
alfa, e incluso neutrones y núcleos pesados). En general para tratamientos se
usa radiación con partículas masivas ó Rem de energías más altas, y para
diagnóstico Rem de menores energías.
Además
aparecen radiaciones ionizantes en aceleradores de partículas de alta energía, reactores
de fusión, procedimientos de datación de materiales (C-14), generadores de neutrones
ó pilas de larga duración (Pu-238 para funcionamiento de equipos sin posible
reposición
energética), etc..
3.2.
Radiaciones no ionizantes.
Separadas
según el tramo del espectro:
1 Hz –
300 KHz LF,
ELF
(Radiación de baja y muy baja
frecuencia) Campos eléctricos de
aparatos, red eléctrica convencional, monitores de video (3 – 3.104 Hz), tramos de radio AM.
300 KHz –
300 MHz RF (Radiofrecuencias)
Tramos de radio AM, radio FM,
Onda corta médica (27 MHz), RMN
(2,13 MHz para campo magnético
de 1T).
300 MHz –
300 GHz M.O. (microondas) Aparatos
domésticos por microondas.
Telefonía móvil (900 MHz, 1800
MHz).
Microondas para fisioterapia
médica: 2450 MHz y 915 MHz.
Radar y otras comunicaciones por
microondas.
300 GHz –
780 nm IR (Infrarrojo)
Luz solar, aparatos para terapia
con calor, láser
780 nm –
400 nm Luz visible
Luz solar, fototerapia, láser.
400 nm –
100 nm UV (Ultravioleta)
Luz solar, materiales por encima
de 2700K, tubos fluorescentes,
Esterilización de comida y aire,
tratamientos de radioterapia,...
El UV más
lejano (más alejado de la zona del visible) empieza ya a considerarse radiación
electromagnética ionizante.
RADIACIONES
IONIZANTES
Como ya
se ha comentado, las radiaciones ionizantes se producen bien mediante equipamiento
eléctrico, bien a partir de materiales radiactivos naturales ó artificiales.
Actividad
de un material. Ley de desintegración radiactiva.
Un
material emite radiaciones ionizantes (y decimos que es radiactivo) cuando
parte de los núcleos son inestables. La emisión se produce en la transición del
estado inestable al estable.
Se
denomina Actividad
de un
cierto material al número de desintegraciones por segundo que se producen en
él. Cada desintegración originará una ó más partículas (fotones gamma, partículas
alfa, beta, neutrones,...), pero en cualquier caso conocer la actividad viene a
ser conocer la cantidad de radiación que está emitiendo ese material. La unidad
en SI de la
Actividad
es el Becquerelio (Bq), de forma que si por ejemplo en un material hay un
millón de desintegraciones cada segundo, diremos que su actividad es de 1 MBq.
La
actividad del material radiactivo decae con el tiempo siguiendo una ley
exponencial negativa:
A(t) = A(0) . exp -{(Ln2 . t)/ T}
Donde
A(0) es la actividad en el instante inicial, A(t) es la actividad tras un
tiempo t, y T es el período de semidesintegración del material.
T
representa el tiempo que debe transcurrir para que la actividad de la muestra
quede reducida a la mitad.
Por
ejemplo:
el
Tecnecio-99m tiene T = 6 horas;
esto
significa que si hoy a las 10:00 tengo en un frasco 300 MBq de Tc-99m, a las
16:00 tendré 150 MBq, a las 22:00 me quedarán 75 MBq,...
En el
caso del Pu-239 con un T del orden de 10000 años, aunque pasen varios días
tengo lo mismo que al principio.
Como se
puede comprender, en principio un material radiactivo es más problemático cuanto
más grande es su periodo de semidesinteg
ración, y
cuanto mayor es la actividad inicial de la que partimos.
Comportamiento
de la radiación ionizante.
Supongamos
que ya tenemos un haz de radiación ionizante, bien obtenido a partir de un material
radiactivo, bien generado en un equi
po de
rayos X. Llamemos N al número de partículas del haz por cm cuadrado y por
segundo.
-
Comportamiento en el vacío (ó aprox. en aire)
Si la
fuente puede asumirse como puntual, y el haz es isótropo y homogéneo, se
verifica la ley del inverso del cuadrado de la distancia.
Esto es,
si a un metro de la fuente recibo N partículas por cm cuadrado
y por
segundo, a dos metros recibiré N/4, a tres metros recibiré N/9,
a cinco
metros N/25,...
-
Comportamiento en presencia de un medio material El haz de radiación al
encontrarse un medio material se atenúa en un porcentaje que tiene que ver con
qué partículas lo formen, cuál sea la energía de estas y cuál sea el medio material:
1. Las
partículas con carga se van frenando paulatinamente por choques con los átomos del
medio, y si el material es suficien
temente
grueso pueden llegar a atenuarse completamente el haz.
¡ En cada
frenazo que sufre una partícula cargada se emiten a su vez fotones ionizantes!
2. Los
fotones y neutrones interaccionan catastróficamente con los átomos del medio; esto
significa que para un cierto fotón (ó neutrón) se tiene que ó pasa limpiamente (sin
enterarse de que hay un material por medio) ó es absorbido por el medio. Y esto
se traduce en que la atenuación de este tipo de haces es exponencial negativa, siguiendo
una ley del tipo:
M(x) = M(0) . exp - (μ .x)
Donde
M(x) es en número de fotones tras grosor x del material, M(0) es el número de fotones
antes del material y μ es el coeficiente de atenuación
lineal que depende de la energía del haz y el material que intercepta.
Cuando
diseñamos blindajes contra la radiación deseamos que la atenuación sea la máxima
posible. En el caso de fotones se cons
igue con
materiales de alto número atómico (p.e. plomo); para partículas beta materiales
de bajo número atómico (seguidos de
plomo);
en el caso de neutrones, hormigón ó blindajes más finos con hasta tres capas distintas
(parafina, veneno neutrónico, plomo).
¿Cómo cuantificamos la radiación ionizante?
Exposición (X)
Un haz de
radiación ionizante al atravesar un medio provoca su ionización; esto es, a su paso
va arrancando electrones de los átomos
presentes
y dejando en lugar del átomo un ión cargado positivo.
Podemos
utilizar como parámetro para cuantificar la “cantidad de radiación”, la
cantidad de cargas de un signo creadas. En realidad la magnitud que se utiliza
es la cantidad de cargas creadas por unidad de masa del medio atravesado (esta
magnitud se denomina Exposición, y
su unidad
tradicional era el Roëntgen (R); la unidad en el SI es el Culombio/Kg).
Sin embargo
es más habitual utilizar la magnitud Dosis.
Dosis
absorbida (D)
Cuando la
radiación atraviesa el material, se invierte una cantidad de energía por cada electrón
liberado. Si en lugar de contar la cantid
ad de
carga, consideramos la energía que el material ha absorbido para que se haya
generado la carga, estamos midiendo dosis absorbida.
Esto es, dosis
absorbida en un cierto material al ser atravesado por la radiación se define como
la energía depositada en el material por la radiación por unidad de masa del
material. La dosis absorbida se mide en Julio/Kilogramo, y a esta unidad se le
da nombre propio: Gray Gy).
Así, por
ejemplo en los tratamientos de Radioterapia se suele dar un valor de dosis
total al tumor de 45-50 Gy. Ó en una placa de Tórax se da un valor de dosis a
la entrada del paciente de unos 0,3 mGy.
Dosis
equivalente (H)
En
realidad lo nos importa al final es el daño biológico, y resulta que para igual
dosis absorbida el daño es distinto según el tipo de radiación ionizante: por
ejemplo los haces de neutrones son más dañinos que los de radiación X.
Para
tener esto en cuenta, la dosis absorbida se multiplica por un factor sin dimensiones
(llamado factor de calidad) mayor cuanto mayor es el daño causado por ese tipo de
radiación. Al resultado se le llama dosis equivalente, y también se mide en Julio/Kilogramo.
Pero a su unidad (resultado de multiplicar 1 Gy por el factor de calidad) se
le llama Sievert
(Sv).
TIPO DE PARTÍCULA
|
FACTOR DE CALIDAD (Q)
|
Fotones
(X y γ), electrones
|
1
|
Neutrones,
protones, alfa
|
10
|
Núcleos
pesados
|
20
|
|
|
Así, si
somos irradiados por un equipo de rayos X, y nuestro cuerpo absorbe 1 J/Kg, estamos
recibiendo una dosis absorbida de 1 G
y, y una
dosis equivalente de 1 Sv. Si nos hubiéramos irradiado por un haz de neutrones,
habríamos recibido una dosis absorbida de 1 Gy, y una dosis equivalente de 10
Sv. En el segundo caso el daño sufrido sería del orden de 10 veces el daño del
primer caso.
Dosis efectiva (E)
Por
último resulta que cuando somos irradiados no todos nuestros órganos responden igual:
unos son más radiosensibles que otros. De ahí que para caracterizar la aparición
de efectos radioinducidos cuando la irradiación afecta a más de un órgano, se
haya creado la
magnitud Dosis
efectiva.
Dada una
cierta irradiación, para calcular elvalor de dosis efectiva sobre el organismo basta
multiplicar la dosis equivalente recibida en cada órgano por un factor de
ponderación del tejido, para acabar sumando todos los productos. Esta magnitud
se mide también en Sv, y
se acepta
como el mejor parámetro para caracterizar la probabilidad de aparición de
efectos biológicos en valores de dosis habituales laboral
es (dosis
por debajo de umbral de efectos deterministas).
TEJIDO U ÓRGANO FACTOR DE PONDERACIÓN(1990)
Gónadas 0,2
Médula ósea (roja) 0,12
Colon 0,12
Pulmón 0,12
Estómago 0,12
Vejiga 0,05
Mama 0,05
Hígado 0,05
Esófago 0,05
Tiroides 0,05
Piel 0,01
Superficie ósea 0,01
Resto del cuerpo 0,05
|
Ejemplo
práctico: Supóngase que un individuo ha sufrido irradiación por fotones de
forma que recibió 1 mGy en gónadas, y 4 mGy en vejiga; y además sufrió irradiación
por neutrones que le reportaron 3 mGy en piel y 2 mGy en colon.
Entonces
habrá recibido: 1 mSv en gónadas, 4 mSv en vejiga, 30 mSv en piel y 20 mSv en
colon de dosis equivalente, y 1 . 0,2 + 4 . 0,05 + 30 . 0,01 + 20 . 0,12 = 3,1
mSv de dosis efectiva.
Si ahora
queremos saber qué podría implicar lo anterior, hemos de saber que de acuerdo
con la ICRP-60, si un grupo de 100000 personas estuvieran expuestas a
1 mSv de
dosis efectiva cada una (adicional al fondo), se estima que cinco de ellas
presentarían cáncer radioinducido a lo largo de su vida.
Por tanto
nuestro individuo tendría una probabilidad de unos 3,1 . 5 = 15 ó 16 en 100000
de sufrir cáncer radioinducido por la irradiación anterior.
Los
valores límites de dosis de la Legislación, recomendaciones,... están escritos
de mSv (bien sea dosis equivalente cuando se trata de límites locales, bien
dosis efectiva cuando se trata de irradiación a cuerpo entero).
¿Cómo medimos la radiación ionizante?
Como no
somos sensibles a la radiación ionizante, necesitamos instrumentos que nos indiquen
su presencia y nos la cuantifiquen.
Los
dosímetros son los aparatos con los que podemos medir la dosis.
Según el
fenómeno físico que emplean para la medida pueden ser: de ionización gaseosa (cámara
de ionización, contador proporcional ó Geiger-Müller), de película fotográfica,
de termoluminiscencia, de centelleo,...
Según el
objetivo pueden ser: para dosimetría ambiental ó para dosimetría personal.
Para
dosimetría ambiental suelen utilizarse detectores de ionización gaseosa.
Para
dosimetría personal están más extendidos los de película fotográfica y los de
termoluminiscencia.
¿Qué efectos biológicos produce la radiación
ionizante?
Bien de
forma directa, bien de forma indirecta (generación de radicales libres), los
daños biológicos de las radiaciones ionizantes son esencialmente sobre el
núcleo de las células; en particular sobre su material genético (ADN).
Básicamente,
al incidir la radiación ionizante sobre una célula tenemos las siguientes posibilidades:
CONSECUENCIA
* No se
produce alteración No
hay daño biológico
del
material genético:
* Se
produce alteración
del
material genético:
·
La célula
es capaz de repararlo No
hay daño biológico
·
La célula
muere Reposición ó
pérdida funcional
·
Se produce
mutación Cáncer ó efecto
hereditario.
En
cualquier caso el efecto será probabilístico (como lo es la interacción de la
radiación), no selectivo e inespecífico.
Desde el
punto de vista macroscópico los efectos pueden ser:
·
Deterministas:
El efecto es proporcional a la dosis recibida. Esto es, a mayor dosis mayor
daño biológico. Ocurren en general cuando son reflejo de muerte de muchas células,
lo que puede conducir a pérdida de funcionalidad del órgano. Para que ocurran
se ha de superar un cierto valor de dosis (umbral).
Suelen
presentarse de forma más ó menos inmediata.
Ej:
cataratas en cristalino (umbral: 1000 mSv), radiodermitis, sindromes agudos
de
irradiación (dosis letal efectiva: 10000 mSv).
Ej: por
encima de 100 mSv son apreciables aberraciones cromosómicas en los linfocitos.
El contaje de esas aberraciones es la base de la dosimetría biológica.
Probabilistas:
La
probabilidad del efecto es proporcional a la dosis recibida. Se
asume que
pueden ocurrir desde una mínima cantidad de radiación
(no hay
umbral).
El
ejemplo prototípico es el cáncer: basta una célula con mutación para generar un
tumor. Suelen presentarse con período de la
tencia
más largo (incluso en generaciones posteriores: efectos hereditarios).
¿Qué es la Protección Radiológica?
Protección
Radiológica es la disciplina dedicada a la creación, desarrollo y aplicación de
principios que garanticen que personal expuesto profesionalmente, público y
pacientes no sufran efectos biológicos deterministas debidos a la radiación
ionizante, y la probabilidad de aparición de efectos probabilistas quede
limitada a un valor socialmente aceptable.
Las
recomendaciones, normativa y principios de la Protección Radiológica han venido
siendo desarrollados desde hace años por varios organismos:
- Comisión
Internacional de Protección Radiológica (ICRP). Establece los principios básicos
a nivel internacional.
- Organización
Internacional de Energía Atómica (OIEA). Incorpora los principios a Normas
Básicas de seguridad en materia de Protección Radiológica.
- Comité
Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de los Efectos de las Radiaciones
Atómicas (UNSCEAR),...
En
cualquier caso, los principios básicos son tres:
1. Justificación.
Una
actividad en que esté implicada emisión de radiaciones ionizantes
sólo se
llevará a cabo si da lugar a beneficio.
2. Optimización.
Una vez
que la actividad esté justificada, se llevará a cabo buscando
que las
dosis a que dé lugar se mantengan tan bajas como sea posible (ALARA)
3. Limitación.
En ningún
caso, la actividad dará lugar a valores individuales de dosis
por
encima de los límites establecidos para cada caso.
Los
límites actualmente en uso en España están recogidos en el
RD
783/2001 (Reglamento de Protección Sanitaria contra las radiaciones
ionizantes), Real Decreto que ha sustituido recientemente al RD53/1992, y supone
la transposición a nuestra normativa de la Directiva 96/26/EURATOM.
¿Cómo aplicamos en la práctica la Protección
Radiológica?
(Protección
Radiológica Operacional)
Las
actividades de Protección Radiológica comienzan antes de poner en marcha la actividad
generadora de radiaciones, se mantienen todo el tiempo de vigencia de la actividad,
y en ocasiones permanecen incluso después de clausurada la instalación.
i) En
primer lugar se requieren las correspondientes autorizaciones de las
Autoridades Competentes (Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas
(1999)).
Según el tipo
de instalación (nuclear ó radiactiva (1ª, 2ª ó 3ª categoría) se exige presentar
en el MINER una serie de Memorias relativas a la Construcción y Puesta en
Marcha de las Instalaciones.
ii) Para
obtener las correspondientes autorizaciones, las memorias deben contener, entre
otros puntos, un estudio coherente de los bli
ndajes
estructurales con que se dotará a la instalación.
Los blindajes
que se utilizarán dependerán de:
1. El
tipo de partículas ionizantes y energías que se generarán.
2. Si el
haz que incide sobre la estructura es directo ó disperso.
3. La
ocupación de los espacios colindantes.
4. La
carga real de trabajo de la instalación (esto es, el porcentaje de tiempo sobre
el total en que realmente se estén generando radiaciones).
5. Los
costes y facilidad de obtención y manejo del material de blindaje
En
función de los puntos anteriores se decidirán qué materiales y con qué grosor
se utilizan para blindar cada estructura.
iii) Se
deberá dotar a la instalación de las dependencias adecuadas y se estudiarán los
accesos, facilidad de movimientos,... en funci
ón de los
riesgos posibles para asegurar mínimos valores de dosis a trabajadores y
público.
En el
trabajo con radiaciones ionizantes pueden presentarse dos tipos de riesgos:
IRRADIACIÓN,
y CONTAMINACIÓN
RIESGO DE
IRRADIACIÓN:
Hablamos
de irradiación cuando la radiación que recibe el individuo procede de fuentes
no incorporadas a su cuerpo. En general, se tendrá irradiación cuando el haz radiactivo
proceda de fuentes externas
a la
persona (equipo de RX, materiales radiactivos fuera del cuerpo,...).
La
irradiación dura el tiempo que estemos próximos a la fuente, y será menor
cuanto más alejados estemos de ella. En ningún caso será trasmisible de unos
individuos a otros.
