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SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS
MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 1 de 79
ESTE MANUAL INCLUYE LAS NORMAS BÁSICAS DE TRABAJO EN LA INSTALACIÓN RADIACTIVA DE LA UNIVERSIDAD DE MALAGA
José Acosta Mira Sergio Cañete Hidalgo Laboratorio de Radioisótopos SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN.
MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 2 de 79
PREFACIO Este manual, realizado para facilitar el trabajo de los usuarios de la Instalación Radiactiva de la Universidad de Málaga, incluye conceptos generales de radioprotección y las normas básicas del laboratorio de radioisótopos de la Instalación Radiactiva de la Universidad de Málaga.
Algunas de las ilustraciones presentes en el texto proceden de páginas web de organismos oficiales lo que se indica en la referencia a pie de la ilustración.
MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 3 de 79
INTRODUCCIÓN .................................................................................................. 6 PARTE 1. CONCEPTOS BÁSICOS SOBRE RADIACTIVIDAD. ................... 10 I.1.- RADIACIONES IONIZANTES. ................................................................. 10 I.2.- LAS SUSTANCIAS RADIACTIVAS. RADIACIONES NUCLEARES...... 12 I.2.1.- ESTRUCTURA DE LA MATERIA......................................................... 12 I.2.2.- ISÓTOPOS, ISÓTONOS, ISÓBAROS e ISÓMEROS. ............................ 13 I.3.- DESINTEGRACIONES RADIACTIVAS. .................................................. 14 I.1.3.- DESINTEGRACIÓN α: .......................................................................... 15 I.3.2.-DESINTEGRACIÓN BETA. .................................................................... 17 I.3.2.1.- Desintegración β-....................................................................... 17 I.3.2.2.-Desintegración β+ ...................................................................... 19 I.3.2.3.-Captura Electrónica. .................................................................... 20 I.3.3.-RADIACIÓN γ: ....................................................................................... 21 I.3.4.- RAYOS X:............................................................................................... 22 I.3.5.- RADIACIÓN DE NEUTRONES:............................................................ 22 I.4.- MAGNITUDES Y UNIDADES RADIOLÓGICAS..................................... 23 I.4.1.-ACTIVIDAD. ........................................................................................... 23 I.4.2.-EXPOSICIÓN........................................................................................... 25 I.4.3.-DOSIS ABSORBIDA. .............................................................................. 25 I.4.4.-DOSIS EQUIVALENTE. ......................................................................... 25 I.5.-EFECTOS BIOLÓGICOS DE LA RADIACIÓN IONIZANTE. ................... 28 I.6.-DETECCIÓN DE LA RADIACTIVIDAD.................................................... 30
......................... 43 III.....INTRODUCCIÓN.....CONTROL DE LA CONTAMINACIÓN............................. 46 III........................................................ 47 III........................................................ 41 III.MONITORES DE CONTAMINACIÓN Y RADIACIÓN: ....5...... 48 III..................-DOSIMETRÍA ..........................5....................... 42 III..............................................LÍMITES DE DOSIS..........5.7...............6... ...........6.....NORMAS GENERALES DE TRABAJO.............. 38 II.......USUARIOS DE LA INSTALACIÓN.......................................... ................................SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 4 de 79 PARTE 2..RIESGO BIOLÓGICO................... 46 III........2.........-IRRADIACIÓN Y CONTAMINACIÓN.....3... 32 II......................... DOSIMETRÍA DE ÁREA....MANEJO DE LOS MINIMONITORES:.........CONTROL DOSIMÉTRICO DEL AMBIENTE..5......6............. 33 II.......................................DOSIMETRÍA PERSONAL........3.....1.......................... RADIOPROTECCIÓN................. 32 II...... 41 III......... 36 II...................ENSAYO DE FROTIS PARA DETECTAR TRITIO (H-3)..........NORMAS DE TRABAJO EN EL LABORATORIO DE RADIOISÓTOPOS......................HORARIOS DE TRABAJO............1............................................2.TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO...........CLASIFICACIÓN Y DELIMITACIÓN DE ZONAS..........5..........................................................1...........................5......... 36 II.....................................................................1........PROTECCIÓN ESPECIAL DURANTE EL EMBARAZO Y LA LACTANCIA.................... 36 II............-BASES DE LA PROTECCIÓN................................ ..............................-INTRODUCCIÓN......... 42 III...2............................2........................................-PROTECCIÓN FRENTE A LAS RADIACIONES..... 39 PARTE 3.. ...3.....................................................2............ 34 II.............. 34 II.........1...............5..........................................................4................ ..............5.......... ...COMPRAS DE MATERIAL RADIACTIVO..............6... 36 II..............................................................................................4...... 43 III.................4................................................ 47 III. 49 ....
......................DESCONTAMINACIÓN.10........FICHAS TÉCNICAS DE ISÓTOPO…………………………..........................................................1................1.........2...INCIDENTES CON MATERIAL RADIACTIVO............... 53 III...........INCIDENTES Y PROTOCOLOS DE ACTUACIÓN.......... 53 III... 58 ANEXO II.....................11............3...4...............8...........-SECADOR DE GELES......... 56 ANEXO I.............10..................................70 ENLACES DE INTERÉS .....11......Residuos de Cs-137 o similares (emisores gamma).......Residuos de P-32.....................11.............. 600 ANEXO III..............................2...........................9...-HORNOS DE HIBRIDACIÓN.. 51 III................LEGISLACIÓN APLICABLE..................................MUESTRAS DE FRÍO O CONGELADAS...1.............................DOSIMETRÍA......10.........11...1..................... 79 ..................... S-35).9..............1............CONTADORES DE CENTELLEO............................. 51 III.............9........Residuos de vida media corta.... ........... .............. 52 III........... ..................1..USO DE EQUIPOS DEL LABORATORIO. C-14...9............................11....... 52 III..........2........... 55 III..... 50 III...............55 III.............................1...................3.......................... ...................SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 5 de 79 III.................GESTIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS.............. 52 III..........9. 54 III................................. 49 III............Residuos con isótopos de vida media o larga (H-3.............4.........GLOSARIO .. 50 III....... .
en un cajón junto con unas placas fotográficas debidamente protegidas de la luz. descubre nuevas sustancias con la misma propiedad y consiguen aislar nuevos elementos radiactivos a los que bautizaron con los nombres de Radio. a Marie Curie el premio Nobel de Química por su descubrimiento sobre los nuevos elementos radiactivos que marcan el comienzo de un nuevo campo para la ciencia: la radiactividad y la energía atómica. mientras experimentaba con rayos catódicos. descubre los rayos X. en honor a Polonia patria de Marie Curie. En este campo comienza a investigar el matrimonio Curie. . En noviembre de 1895 Röentgen. intenta averiguar si algunos materiales expuestos a la radiación solar son capaces de emitir rayos X. Este descubrimiento le reportó el Nobel de Física en 1901. interesado en el descubrimiento de Röentgen. nombre del que se deriva el de radiactividad. un mineral de uranio. las placas fotográficas estaban veladas como si hubiesen estado expuestas a radiación similar a los rayos X. Dicha radiación provenía del mineral. en el interior de un tubo de vacío. La ausencia de sol el día del experimento hace que Becquerel guarde el material a ensayar. Al día siguiente. Henri Becquerel en febrero de 1896.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 6 de 79 INTRODUCCIÓN El descubrimiento de la radiactividad es relativamente reciente. radiaciones que presentan una serie de propiedades desconocidas hasta ese momento. Posteriormente. los grandes protagonistas en estos inicios en el campo de la radiactividad. se le concedió. el matrimonio Curie. hacia el año 1898. en 1911. Se trata de ondas electromagnéticas originadas por el choque de electrones con un determinado material. Así. El matrimonio Curie recibió en 1903 junto a Becquerel el Nobel de Física por sus aportaciones al conocimiento de las radiaciones del Uranio. y Polonio.
Los trabajos de Ernest Rutherford (1911). También se preguntó “sobre la utilidad del conocimiento sobre los secretos de la Naturaleza” para al final decir “Yo pienso que los nuevos descubrimientos acarrearán más beneficios que daños a la Humanidad”. denominado “Chicago I”. quien por una parte consigue distinguir los tres tipos de radiaciones existentes. beta y gamma. Existe el riesgo derivado del mal uso de este fenómeno ya puesto de manifiesto por Pierre Curie en 1903 a la recogida del Premio Nobel donde dijo: “No es difícil concebir que en manos criminales el radio pueda ser muy peligroso”. La construcción y puesta en marcha del primer reactor nuclear en 1942. se encuentran los electrones con carga negativa y masa prácticamente inapreciable. en médicos usuarios de rayos X y por los efectos a largo plazo de las primeras explosiones atómicas. En este modelo el átomo está formado por un núcleo con carga positiva donde se encuentra prácticamente toda la masa del átomo y en torno a éste. Por otra parte existe un riesgo de daño biológico por el uso de la radiación ionizante. pero también se hizo evidente que el uso de la radiactividad representa un riesgo. alfa. realizada por Enrico Fermi A partir de esta fecha los usos y aplicaciones de la radiactividad han sido numerosas. . y por otra parte propuso también un modelo atómico. • • Fisión nuclear por Otto Hahn (1939).SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 7 de 79 La evolución de la energía atómica es impulsada por los sucesivos descubrimientos entre los que cabría destacar: • • La teoría de la relatividad de Albert Einstein (1905). como un pequeño sistema planetario. puesto de manifiesto por la aparición de cánceres y leucemias en los primeros investigadores que trabajaron con material radiactivo. • El descubrimiento en 1934 de la radiactividad artificial por Irene y Federico-Curie a los que se otorga el premio Nobel en 1935.
Estas normas recogen las conceptos básicos expuestos previamente sobre la radiactividad y los niveles máximos admisibles de exposición y deben ser observados rigurosamente por todos los usuarios.) que establecen normas y legislación. Específicamente las áreas de la medicina y la investigación biomédica encuentran en las radiaciones ionizantes una de las herramientas más versátiles y útiles. las radiaciones ionizantes son potencialmente peligrosas. reglas de protección que gobiernan todos los usos de las radiaciones ionizantes y tienen como propósito asegurar que éstos se lleven a cabo con las máximas garantías de seguridad y protección. a continuación se describen los conceptos básicos de radioprotección de acuerdo con las reglas y procedimientos establecidos por las organizaciones ya mencionados. europeo y nacional (AIEA. investigadores. EURATOM. . El presente Manual tiene como propósito el proporcionar la información básica necesaria en los aspectos de seguridad y radioprotección para trabajar con radiaciones ionizantes en una instalación radiactiva como la de la Universidad de Málaga. estudiantes y trabajadores profesionalmente expuestos. que trabajen en las citadas instalaciones de la Universidad de Málaga. En primer lugar se hace una breve revisión teórica sobre la radiactividad. Es fundamental realizar un estricto seguimiento. ICRP. al igual que ocurre con otras herramientas utilizadas en investigación. En la parte 3 se adjuntan las normas básicas de trabajo en el laboratorio de Radioisótopos que pertenece a la Instalación Radiactiva de la Universidad de Málaga. Los niveles de radiactividad que se usan en los trabajos de investigación son evidentemente limitados pero. tanto para el personal como para bienes materiales y el medioambiente.. Por esto se han desarrollado una serie de organizaciones de carácter mundial. ICRU. siempre dentro del ámbito legal establecido.. de estas normas y procedimientos de protección. tantos que una relación detallada sería muy extensa. . CSN.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 8 de 79 Actualmente las radiaciones ionizantes son utilizados en numerosos campos científicos e industriales.
que entre otros tienen como objetivo la dirección y vigilancia de todos los aspectos relacionados con la protección radiológica en la instalación radiactiva de la Universidad de Málaga.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 9 de 79 La Universidad de Málaga cuenta con supervisores. . profesionales en el ámbito de la protección radiológica.
beta y neutrones La radiación electromagnética gamma de origen nuclear La emisión de rayos X Origen de las Radiaciones Ionizantes. se producen tanto en el núcleo del átomo como en los orbitales y pueden ser de naturaleza corpuscular (partículas subatómicas que se mueven a altas velocidades) o electromagnética. El conjunto de radiaciones naturales se conoce como radiación de fondo . I. CONCEPTOS BÁSICOS SOBRE RADIACTIVIDAD Llamamos radiación a la energía que se propaga a través del espacio. Clases de radiaciones.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 10 de 79 PARTE 1. origina partículas con carga eléctrica (iones). rayos X..RADIACIONES IONIZANTES Se define una radiación como ionizante cuando al interaccionar con la materia tiene suficiente energía para producir la ionización de la misma. Dependiendo del origen podemos distinguir entre radiactividad natural y radiactividad artificial La radiactividad natural siempre está presente en el medio ambiente. es decir. como la luz visible o infrarroja. tanto de origen cósmico como procedente de los materiales radiactivos existentes en la naturaleza.1. El ser humano ha estado expuesto a las radiaciones ionizantes desde el comienzo de los tiempos. entre otros. Dentro de este concepto se incluyen. El origen de estas radiaciones es siempre atómico. o las ondas de radio. rayos gamma (γ). a las radiaciones no ionizantes. Las principales clases de radiaciones ionizantes son: • • • La emisión de partículas nucleares alfa. y a las radiaciones ionizantes. caracterizada por tener una energía fotónica muy elevada.
obviamente. Del conjunto de fuentes radiactivas a las que nos encontramos sometidos el mayor porcentaje de dosis recibida procede de la radiactividad natural. como los generadores de radiación. aunque su fuente sea natural. . La figura siguiente muestra la distribución de la dosis por las distintas fuentes. la composición del suelo y otras. para obtener beneficios que. como en el caso de los equipos de rayos X y en otros muchos. La radiactividad artificial es la que se produce por la intervención humana. materiales de construcción. obtención de energía. y artificiales. Actualmente el uso de radiaciones ionizantes se extiende a campos muy diversos: medicina. tienen que ser superiores al riesgo que representan. tanto en el diagnóstico como en los tratamientos clínicos. En unos casos el objetivo del equipo es producir la radiación. como los isótopos radiactivos y los rayos cósmicos procedentes del espacio. como la microscopía electrónica.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 11 de 79 (Fondo). Fuentes de Radiaciones ionizantes Las fuentes de radiaciones ionizantes son naturales. la altitud. Recibimos continuamente esa radiación. investigación. ingerimos a diario productos que contienen cantidades muy pequeñas de sustancias radiactivas y todos los seres vivos acumulamos pequeñas cantidades de algunos isótopos radiactivos. la radiación ionizante se produce como efecto secundario indeseable. Los generadores de radiación son equipos en los que partículas cargadas se aceleran mediante campos eléctricos hasta producir radiación ionizante. en la agricultura y otros muchos.que depende de numerosos factores como el lugar de residencia. radiografías industriales.
2. define la posición en la tabla periódica. formada por electrones con una masa muy pequeña y cargados negativamente. El número y la carga de los electrones es igual que la de los protones.2.L A S SU ST A N C I A S R A D I A C T I V A S.00054858 1. que corresponde al número de protones. Partícula ep o p+ N M asa (uma) 0.6748 10-2 Carga + N eutro . nos da el número de neutrones contenidos en el núcleo atómico..0087 M asa (g) 8 9. El número total de nucleones (protones y neutrones) existentes en el núcleo recibe el nombre de número másico (A). La diferencia entre el número másico y el número atómico. qué elemento es y sus características químicas. R A D I A C I O N E S N U C L E A R ES I .6725 10-2 4 1.1.0073 1.g Fh:S20 Pin1d7 ea e 05 á a2e9 c p MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN I . de forma que el átomo resulta neutro y la masa se concentra prácticamente en el núcleo. El número atómico Z..1096 10-2 4 1. A-Z. que está formado por protones con carga positiva y neutrones y una corteza.ESTR U CT UR A D E LA M A TER I A El átomo consta de un núcleo.
. Un núcleo.ISÓTOPOS. reciben el nombre de ISÓBAROS. Los isómeros se representan con la letra m tras el símbolo másico. isómeros e isótonos: Los isótopos son átomos del mismo elemento. así denominamos a los elementos cuando los caracterizamos por sus núcleos. N. ISÓBAROS e ISÓMEROS En función de las características físicas de los elementos químicos podemos distinguir entre isótopos. que tienen el mismo número de neutrones. con igual número de protones. ISÓTONOS. isóbaros. (vida media que puede alcanzar años) se dice que el núcleo excitado es un ISÓMERO del mismo núcleo en su nivel fundamental. Si el nivel excitado es metaestable.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 13 de 79 I.2. A=N+Z Notación: Z A X Z = número de protones. puede encontrarse energéticamente en niveles excitados que tienden a retornar al estado fundamental con vida media muy corta (10-15 a 10-13 s) emitiendo radiación gamma. se denominan ISÓTONOS. pero distinto número másico A y por tanto distinto peso atómico.2. A = número másico N = número de neutrones Los nucleidos. Los nucleidos caracterizados por tener el mismo número másico A. de la misma forma que ocurre en el átomo. Número atómico. .
los núcleos inestables se reestructuran. emite partículas o fotones y puede transformarse o no en otro elemento químico.DESINTEGRACIONES RADIACTIVAS Los protones. a veces se desintegran. que están cargados positivamente. A veces la relación número de protones y neutrones no es la óptima y se requieren altos niveles energéticos para mantenerlos unidos.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 14 de 79 Nombre ISÓTOPOS ISÓBAROS ISÓTONOS ISÓMEROS Número atómico Z = ≠ ≠ = Número másico A ≠ = ≠ = Número de neutrones n ≠ ≠ = = 35 17 Ejemplo Cl Cu Mg Ba 37 17 Cl Ni Al Ba 64 29 23 12 64 28 24 13 137 m 56 137 56 I. mediante las llamadas fuerzas nucleares. No todos los isótopos son estables.3. se repelen y se mantienen unidos en el núcleo por la intercalación de los neutrones. y emiten el exceso de energía por distintos mecanismos para transformarse en otros isótopos que. a su vez. Los isótopos radiactivos decaen por distintos mecanismos que resultan en la emisión de diferentes tipos de radiaciones ionizantes que pueden tener naturaleza . que tienen masa similar a los protones sin carga eléctrica. de los cuales son estables 274. La radiactividad o desintegración radiactiva es un proceso complejo por el que el núcleo atómico inestable alcanza una estructura de mayor estabilidad. Los nucleidos inestables que se transforman espontáneamente con el tiempo formando otros nucleidos mediante procesos de desintegración se conocen como nucleidos radiactivos o radionucleidos. En estos casos.. pueden desintegrarse hasta que al final de la cadena se llega a isótopos estables. Actualmente se conocen unos 2000 nucleidos.
SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 15 de 79 corpuscular o electromagnética. Los emisores α. α γ + β Material radiactivo I. su número másico se reduce en cuatro unidades y su número atómico en dos unidades.DESINTEGRACIÓN α La partícula α es equivalente a un núcleo de Helio con masa cuatro y 2 protones..3. y la naturaleza electromagnética de la radiación gamma. cuando un núcleo emite una partícula alfa. se pone de manifiesto el carácter corpuscular y la carga de las partículas alfa y beta. que corresponden a átomos pesados como el radio y el uranio. En la figura siguiente. . no se suelen usar en el ámbito de la investigación biológica. Por tanto.1. neutrones y radiación γ. Este proceso se da en átomos con un número atómico elevado. En el laboratorio de investigación biológica los materiales radiactivos usados son emisores β o γ. correspondiente al experimento de Rutherford. El proceso de desintegración alfa va acompañado de la emisión de una gran cantidad de energía procedente del defecto másico producido. partículas β . Los principales tipos de desintegraciones las agrupamos en: partículas α.
Fuente: http://www. Los espectros alfas son discretos.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 16 de 79 A Z 226 86 X ---> Ra → A− 4 Z −2 222 84 Y+ 4 2 He 4 2 Rn + α • Este tipo de desintegración se produce debido a la inestabilidad derivada de la repulsión coulombiana entre los protones del núcleo. pudiendo encontrarse espectros monoenergéticos y polienergéticos. La energía de las partículas α emitidas por radionucleidos naturales se encuentran entre 1.785 MeV (212 Po). que crecen proporcionalmente a la relación Z(Z-1).mec. Se produce en núcleos pesados con número másico superior a 140. alcanzando velocidades elevadas. la causa fundamental de la inestabilidad nuclear se debe al desequilibrio entre las fuerzas repulsivas.8 MeV ( 144 Nd) y 8. que crece con el número másico. y la fuerza nuclear de unión.es/recursos Z Z ee- Z Z-2 + α .pntic.
I. distinto elemento y misma masa.+ ν El esquema de desintegración vendrá dado: .3. Según Fermí. Desintegración por captura electrónica.. que emergen del núcleo a velocidades muy próximas a la velocidad de la luz.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 17 de 79 I. Desintegración β+. en un electrón y en un neutrino. que tiene la masa y carga de un electrón. una nueva partícula llamada neutrino. además del electrón. la transformación nuclear que se produce será que un neutrón se convierte en un protón. Los espectros energéticos de las partículas β son continuos. electrones.1. el neutrino y el núcleo de retroceso. La desintegración beta se extiende a la totalidad de la carta de nucleidos.2. procedente del nucleo atómico. En consecuencia el núcleo descendiente es un ISÓBARO. y se extienden desde energía cero. La energía de desintegración se reparte entre el electrón. Dentro de la desintegración β podemos distinguir: • • • Desintegración β-. En la desintegración β se emite.Desintegración βEs la emisión espontánea de partículas negativas.-DESINTEGRACIÓN BETA Consiste en la emisión de una partícula β. según: n p+ + e.2. hasta una energía máxima o límite superior que depende del radionucleido estudiado. del núcleo precursor.3. dado que en el núcleo no existen electrones. carente de carga y masa.
.(e- Z Z+1 Z Son emisores β-.….mec.es/recursos . reduce el valor del cociente N/Z con lo que el nucleido descendiente se encuentra más próximo a la zona de estabilidad.7 MeV] Z β. que transforma un neutrón en un protón.pntic. Fuente: http://www.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 18 de 79 A Z X→ A Z +1 Y + β− +υ 14 6 C→ 14 7 N + β− Las energías máximas de las emisiones beta se extienden desde los emisores blandos como el tritio (3H) [Emáx = 17 KeV] y el (32P) [Emáx = 1. los radionucleidos muy ricos en neutrones y la emisión β -.
-Desintegración β+ Consiste en la emisión de positrones por ciertos radionucleidos. mediante choques con la materia.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 19 de 79 I. . del que se desprende un electrón cortical. e - Z β+ Z Z-1 Z-1 Al emitirse un positrón. Al no existir positrones libres en el interior de los núcleos. El positrón tiene una masa igual a la del electrón pero su carga eléctrica es positiva aunque con valor absoluto igual al electrón. De esta forma la masa de ambas partículas se convierten en energía de 511 keV que se propaga en la misma dirección pero en sentido opuesto. A esta radiación electromagnética se le denomina de aniquilación. Los positrones emitidos son partículas inestables y cuando pierden su energía. pero con Z electrones.2.2. el proceso que tiene lugar es el siguiente: p+ A Z 64 29 n + e.3.+ ν X→ A Z −1 64 28 Y Ni + β +ν + β +ν Cu → Por lo que disminuye el número atómico en una unidad. con la emisión de dos fotones de 511 keV. se combinan con un electrón libre del entorno. produciendo el fenómeno llamado de aniquilación del positrón. el nucleido descendiente queda con una carga nuclear Z-1.
El espectro β+ es contínuo. aquellos núcleos excesivamente ricos en protones. .-Captura Electrónica Los electrones de la corteza atómica en el curso de su movimiento. desde energía nula a un valor máximo que depende del radionucleido considerado y que para las emisiones más duras alcanza el valor de unos 5 MeV. estos electrones pueden ser capturados por el núcleo y se produce el proceso: p+ + eDisminuyendo el número atómico en una unidad. Todo radionucleido que se desintegre mediante β+ puede hacerlo como captura electrónica. incluso pueden penetrar en su interior. y según la mecánica ondulatoria. Es decir. I.3.3.2. Z e - Z Z-1 Z-1 En átomos ricos en protones. La inversa no es necesariamente cierto.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 20 de 79 Los radionucleidos emisores β + son aquellos que se encuentran situados por encima de la línea de estabilidad. A Z n+ν X→ A Z −1 Y +ν 64 29 Cu → 64 28 Ni La captura electrónica es un procedimiento competitivo con la desintegración β+. La probabilidad que esto ocurra aumenta para los electrones de la capa K. debe existir un nivel umbral mínimo. se aproximan en ocasiones al núcleo.
3.mec. La emisión de radiación gamma es un proceso mediante el cual un núcleo que se encuentra en uno de sus niveles excitados pasa a otro de menor energía mediante emisión .3.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 21 de 79 En todo proceso de captura electrónica. con una vacante en la capa K. se producirá la emisión de rayos X característicos. el átomo descendiente queda ionizado. I.-RADIACIÓN γ La radiación gamma se produce en transiciones nucleares entre niveles excitados.es/recursos Como ejemplo completo de desintegración beta se muestra el diagrama de desintegración correspondiente al 64Cu. Fuente: http://www.pntic. con lo que al producirse el reajuste electrónico en el átomo descendiente.
RADIACIÓN DE NEUTRONES La radiación de neutrones es la generada durante la reacción nuclear. agua o parafina. ya que únicamente son desviadas o neutralizadas por impacto con los electrones orbitales. o inonización en una capa electrónica profunda. ionizándolos. I. La energía de los fotones de radiación gamma se encuentra.3.4. por lo que su activación y desactivación tiene un control fácil e inmediato. es necesario que se produzca una vacante electrónica. El poder de penetración de estas radiaciones es grande.RAYOS X La emisión de rayos X corresponde a la zona del espectro electromagnético por encima de la radiación ultravioleta. entre el keV y el MeV. los rayos X se generan artificialmente en un tubo de vacío a partir de un material que no tiene radiactividad propia. su intervalo energético abarca entre unos 100 eV y 250 keV... .5. en los casos más habituales. I. La energía de los rayos X y su poder de penetración son proporcionales a la tensión eléctrica utilizada para su producción. Para que se produzca la emisión de rayos X. ya que los electrones de estas capas poseen una energía de ligadura muy alta. Las radiaciones γ producen ionización indirecta que libera electrones de los átomos con los que interaccionan. Los neutrones tienen mayor capacidad de penetración que los rayos gamma y sólo pueden detenerlos una gruesa barrera de hormigón. alrededor de los 100 kV para los rayos X de diagnóstico y entre 15 kV y 50 kV en los equipos para análisis.3.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 22 de 79 de radiación electromagnética. Por lo general.
4.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 23 de 79 La figura siguiente nos muestra el poder de penetración e ionización de los distintos tipos de desintegraciones vistas en los apartados anteriores. de acuerdo con las recomendaciones de la Comisión Internacional de Unidades y Medidas de Radiación (ICRU). La unidad en el Sistema Internacional es el Bequerelio (Bq). ha adoptado una serie de unidades relacionadas con la radiactividad.MAGNITUDES Y UNIDADES RADIOLÓGICAS El Sistema Internacional (SI) de unidades es un conjunto consistente de unidades que cubre todos las áreas de la ciencia y. . http://www. La desintegración radiactiva es un proceso espontáneo imposible predecir para un átomo pero la proporción de núcleos que se desintegran es constante a lo largo del tiempo.1. El Curio (Ci) es una unidad histórica que equivale a 37 MBq.insht. es una constante estadística conocida como constante de desintegración λ.es I.-ACTIVIDAD La actividad se define como el número de desintegraciones nucleares por unidad de tiempo. que corresponde a una desintegración por segundo. I.4..
La dosis depende tanto de la energía que se libera en el receptor como de la calidad de la radiación.693 La energía que transporta la emisión radiactiva.λ T ⇔ N = N0 e. T1/2 = ln 2/ λ N = N0/2 ⇒ La vida media es el valor medio de duración de los átomos de una sustancia radiactiva. es del orden de keV a MeV.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 24 de 79 Ln N/N0 = . Es una constante característica de cada isótopo. Depende del radioisótopo y en general aumenta con el tamaño de la partícula emitida. que se mide en electronvoltios (eV). días como el P-32 y miles de años como el C-14. que es una medida del efecto que causa la radiación sobre el receptor. Es muy importante no confundir la actividad o la energía de la radiación con la dosis. τ = 1/λ = T1/2 / 0. Existen radionucleidos que tienen vidas medias que duran segundos como el Po-211.λ T N0 = número de átomos iniciales N = número de átomos sin desintegrar a tiempo t λ = constante de desintegración El periodo de semidesintegración (T1/2) es el tiempo t1/2 necesario para que se desintegren el 50% de los isótopos radiactivos existentes y tiene una relación obvia con la actividad. independiente de las influencias del entorno. .
En los emisores γ o β usuales en investigación. La dosis equivalente. La dosis absorbida se define como el cociente entre el valor medio de la energía cedida por la radiación y absorbida por una cantidad de masa dm.4. tiene en cuenta tanto la cantidad de energía que absorbe el tejido vivo como la calidad de sus repercusiones biológicas según el tipo de partículas.-DOSIS EQUIVALENTE. D= dE J = dm kg La tasa de dosis se define como la dosis absorbida por unidad de tiempo.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 25 de 79 I.4. Tipo de efectos biológicos.2. el Gray y el Sv son equivalentes y al hablar de dosis nos referimos a la dosis equivalente que se mide habitualmente en milisievert. que se mide en Sievert (Sv). Su unidad en el sistema internacional de medida es el C/Kg I.-DOSIS ABSORBIDA. Dosis equivalente (Sv) = Dosis absorbida (Gy) x WR La dosis absorbida en un tejido orgánico no determina el efecto biológico resultante. & D Gy D= = t s I. ya que intervienen otros factores tales como: • • • Naturaleza de la radiación. .3. que equivale a 100 rems en el Sistema Cegesimal.4.-EXPOSICIÓN Se emplea para medir la capacidad de la radiación para producir iones en el aire.4. Energía y espectro de la radiación.
para cada uno de los órganos y tejidos considerados. WT. . que se mide en Sievert. salvo los de retroceso.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 26 de 79 En la tabla siguiente se muestran los coeficientes de ponderación. de energía > 100 KeV a 2 MeV > 2MeV a 20 MeV > 20 MeV Protones.-DOSIS EFECTIVA La dosis efectiva. TIPO Y RANGO DE ENERGÍA Fotones. En la tabla siguiente se muestran los coeficientes de ponderación. se define como la suma de las dosis equivalentes ponderadas en todos los tejidos y órganos del cuerpo procedentes de irradiaciones internas y externas.4. todas las energías Electrones y muones. núcleos pesados WR 1 1 5 10 20 10 5 5 20 I. todas las energías <10 KeV >10 KeV a 100 KeV Neutrones. fragmentos de fisión. de energía > 2 MeV Partículas alfa. WR para cada tipo y rango de energías.5.
Pulmón.7 × 1010 Bq 1 µCi = 37000 Bq Gray (Gy) Dosis Absorbida 1 Gy = 1 J/kg Rad 1 Gy = 100 rad 1 rad = 0.70 × 10-11 Ci 1 Ci = 3.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 27 de 79 TEJIDO U ÓRGANO Gónadas Médula ósea Colon.01 Gy 1 rad = 10mGy Dosis EquivalenteEfectiva Coulombio/kilogramo Exposición (C/kg) Roëntgen (R) 1R = 2.05 Vejiga. esófago Tiroides Piel.05 0.05 0.58 × 10-4 C/kg Sievert (Sv) 1 Sv = 1 J/kg Rem 1 Sv = 100 rem 1 rem = 0.01 Sv 1 rem = 10 mSv 1 C/kg = 3876 R . Resto del organismo RELACIONES ENTRE UNIDADES DEL SI Y OTRAS UNIDADES Magnitud Unidad SI Becquerelio (Bq) Actividad 1 Bq = 1 dps curie (Ci) Otra Unidad Relación 1 Bq = 2.12 0. hígado.12 0. Estómago FACTOR DE PONDERACIÓN WT 0.20 0. mama.01 0. Superficie de los huesos.
gastrointestinal.). Pueden manifestarse en un tejido concreto o sobre el cuerpo considerado como un todo. bajo un síndrome de denominación específica (por ejemplo. se supone que existe en cierta medida. tipo de energía de la radiación. y su severidad varía considerablemente con la dosis. Por debajo solo se producen efectos aleatorios. síndrome hematológico.5. un proceso de recuperación celular .-EFECTOS BIOLÓGICOS DE LAS RADIACIONES IONIZANTES El daño biológico producido por la radiación ionizante depende de la cantidad y características de la energía que libera en el tejido receptor.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 28 de 79 I. Efectos biológicos Efectos estocásticos Gravedad Mecanismo Naturaleza Dosis umbral Relación dosis / efecto Aparición efectos Independiente de dosis Afecta pocas células Somática y Genética No Probabilística Latente (tardía) Efectos deterministas Dosis Dependiente Afecta muchas células Somática Sí Directa Inmediata y tardía • Los efectos somáticos inmediatos aparecen en la persona irradiada en un margen de tiempo que va desde unos días hasta unas pocas semanas después de la exposición. etc. así como la parte del cuerpo irradiada. Para estos efectos somáticos inmediatos. Cuando la radiación recibida es muy alta y supera un nivel umbral se producen efectos deterministas inmediatos que tienen relación dosis/efecto.
estocásticos. etc. en cuyo caso el daño se dice que es dominante. • Los efectos genéticos afectan a la descendencia.). . tumor. sólo podemos establecerla sobre grandes grupos de población irradiada. anormalidades del esqueleto.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 29 de 79 como. Son efectos estocásticos. Pueden aparecer en la primera generación. en el caso de la fibrosis pulmonar debida a una dosis excesiva de radiación o los eritemas de la piel. tome parte en la reproducción. La relación entre la inducción de una malignidad (leucemia. puesto que dependen de la probabilidad de que una célula germinal con una mutación relevante.) y la dosis. establecer para ellos una relación dosis/efecto individual. son los que ocurren al azar dentro de una población de individuos irradiados. por ejemplo. defectos mentales. etc. Son. • Los efectos somáticos tardíos. no siendo posible en ningún caso. los que se manifiestan entre 10 y 40 años después de la exposición. como un incremento en la probabilidad de que ocurra una enfermedad determinada por encima de su incidencia natural. Más frecuentemente el efecto se manifiesta en individuos de las generaciones sucesivas (enfermedades hereditarias. por tanto.
Aparecen algunas nauseas y reducción de glóbulos blancos. Fuente: http://www. normalmente una mezcla gases ionizables con argón. como los contadores Geiger. La dosis de 5. Mortal con casi total seguridad. No ha sido observado efecto biológico o médico inmediato.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 30 de 79 EFECTOS DE LAS DOSIS RECIBIDAS POR DOSIS 0 a 250 mSv 250 a 1000 mSv 1000 a 2500 mSv IRRADIACIÓN HOMOGÉNEA DEL CUERPO ENTERO. tienen una cámara o tubo lleno de gas. el gas se ioniza y se producen descargas que se "cuentan". que suele tener una ventana de poco espesor para facilitar la entrada.csn. Los más usados son los detectores de ionización y los contadores de excitación o contadores de centelleo. evaluando los procesos físicos y químicos que provocan las radiaciones ionizantes al interaccionar con la materia. Midiendo la intensidad del efecto. Estos detectores sólo miden las radiaciones capaces de entrar .6. Cuando la radiación entra en la cámara. modificación de la fórmula sanguínea. Vómitos. 2500 a 5000 mSv > 5000 mSv Dosis absorbidas en una vez por irradiación homogénea del cuerpo entero. Los detectores de ionización. en la que se disponen dos electrodos aislados.000 mSv recibida en una vez es mortal para el 50% de las personas.es/ I. Evolución satisfactoria o restablecimiento completo asegurado.-DETECCIÓN DE LA RADIACTIVIDAD La detección y medida de las radiaciones se hace por métodos indirectos. esto es. es posible conocer la cantidad y la calidad de la energía cedida por la radiación al medio irradiado. Daños muy graves.
Los contadores de centelleo se basan en el uso de sustancias. ya que la radiación se produce en el interior del vial. En el caso de los luminóforos sólidos y termoluminiscentes la radiación llega hasta el cristal desde el exterior y presenta las mismas limitaciones que la cámara de ionización. que por acción de la radiactividad emiten luz visible o ultravioleta que se mide mediante un detector fotoeléctrico. Hay dos clases de detectores de centelleo según el luminóforo sea líquido o sólido. luminóforos. Es válido para medir cualquier tipo de sustancia radiactiva. En el caso de los contadores de centelleo líquido el producto radiactivo se incorpora a un vial que contiene el luminóforo (líquido de centelleo) y se mide la luz emitida. .SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 31 de 79 en la cámara y no pueden medir radiaciones β de baja energía como la emitida por el Tritio. incluido el Tritio.
en actividades médicas. nombre con el que se la conoce en la actualidad. industriales. manteniendo las dosis por debajo del umbral y en segundo lugar aplicar todas las medidas razonables para reducir al máximo la incidencia de los efectos biológicos estocásticos o probabilísticos. que comenzaron a ponerse de manifiesto pocos años después del descubrimiento de los rayos X.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 32 de 79 PARTE 2. pero también comporta ciertos riesgos. Las normas básicas de la radioprotección se establecen en reglamentos y decretos establecidos por cada país. El uso de las radiaciones ionizantes reporta importantes beneficios a la Humanidad. En España todas las funciones de vigilancia y normas están centralizadas en el Consejo de Seguridad Nacional. tanto naturales como artificiales. fundado en base a una decisión adoptada en el segundo Congreso Internacional de Radiología. Ello permite un elevado nivel de homogeneidad en los criterios de protección radiológica reflejados en la legislación de la mayoría de países. daños de tipo determinista. a finales del siglo XIX. . de investigación o agrícolas. Las primeras normativas sobre protección radiológica datan de 1928 y fueron elaboradas por un organismo internacional independiente de cualquier autoridad nacional o supranacional.-INTRODUCCIÓN La protección radiológica es una disciplina científico-técnica que tiene como finalidad la protección de las personas y del medio ambiente frente a los riesgos derivados de la utilización de fuentes radiactivas. RADIOPROTECCIÓN II. En el año 1950 se reestructuró esta Comisión y pasó a denominarse "Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP)".1. denominado entonces "Comisión Internacional de Protección contra los Rayos X y el Radio". Hoy en día está generalizada la existencia de normas de protección radiológica basándose en las recomendaciones dictadas por la ICRP. Es necesario primero establecer unas normas de trabajo que garanticen que no se producen daños inmediatos.
2. radiaciones deben estar justificados por las ventajas que proporcionen. está basado en tres principios fundamentales: • • • Justificación Optimización Limitación de dosis Los diferentes tipos de actividades que implican exposición a las Justificación. Optimización. teniendo en cuenta los citados factores económicos y sociales. Las ventajas tienen que superar los efectos perjudiciales potenciales. el número de personas expuestas y la probabilidad de que se produzcan exposiciones potenciales. deben mantenerse en el valor más bajo que sea razonablemente posible. . Las dosis individuales. Limitación de dosis. En todo caso.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 33 de 79 II. según el cual todas las exposiciones a las radiaciones ionizantes deben ser mantenidas tan bajas como sea razonablemente posible. Se sigue el criterio ALARA (As Low As Reasonably Achievable). la dosis de radiación que puede recibir cualquier individuo no debe superar unos valores establecidos como límites legales.-BASES DE LA PROTECCIÓN El sistema de protección radiológica. recomendado por la ICRP. La limitación de los efectos derivados de las radiaciones ionizantes se consigue evitando las exposiciones no justificadas y manteniendo tan bajas como sea posible las justificadas. lo que garantiza la protección del público en general y del personal profesionalmente expuesto.
Como ejemplo: una persona que trabaja en un campo de 4 mSv/hora.006 mSv. cámaras con sistemas de extracción de aire. así como con el uso del vestuario adecuado. nivel similar al que producen 50 µCi de P32 a 10-15 cm. Distancia .-IRRADIACIÓN Y CONTAMINACIÓN La dosis de radiación recibida por un individuo al permanecer en las proximidades de un emisor o generador de radiaciones ionizantes.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 34 de 79 II. el individuo puede ser dañado por irradiación y por contaminación mediante la absorción. La protección frente a la contaminación pasa por trabajar con la máxima pulcritud en un ambiente limpio y hay tres formas fundamentales de protección frente a la irradiación: Tiempo: La dosis es directamente proporcional al tiempo de exposición. recibe en 1 hora 4 mSv pero en un periodo de 5 segundos recibe menos de 0. La intensidad de la radiación es inversamente proporcional al cuadrado de la distancia. es decir sustancias radiactivas en recipientes abiertos. depende de tres factores: el tiempo de exposición. distancia a la fuente y blindaje.4. ingestión o inhalación del material radiactivo.Ley de la inversa del cuadrado.-PROTECCIÓN FRENTE A LAS RADIACIONES La protección frente a las radiaciones requiere en primer lugar entender bien la naturaleza del problema para tomar las precauciones adecuadas.3. etc). En los laboratorios en los que se trabaja con fuentes no encapsuladas. II. Como ejemplo: 1 MBq (27 µCi) de . Se previene el riesgo de contaminación radiactiva mediante el confinamiento y manipulación de las fuentes no encapsuladas en lugares adecuados (cámaras de guantes.
Para los emisores γ.csn. como el I-125. Fuente: http://www. Blindajes o Pantallas: Son barreras situadas entre el producto radiactivo y los usuarios que eliminan o atenúan la radiación.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 35 de 79 P32 en 1 ml produce una tasa de dosis de 210 mSv/hora en la superficie y menor de 0. que absorbe eficazmente las partículas β y reduce la energía de la radiación gamma de frenado o “bremsstrahlung”.es/ . Existen dos tipos de pantallas o blindajes. no se detiene. al chocar con la materia. se necesitan materiales pesados como el plomo para atenuar las radiaciones gamma o rayos X ya la radiación electromagnética se atenúa. Como ejemplo: la radiación β emitida por el P-32 se detiene con un centímetro de metacrilato. las denominadas barreras primarias (atenúan la radiación del haz primario) y las barreras secundarias (evitan la radiación difusa). La elección de la pantalla adecuada depende del tipo de emisión.021 mSv/hora (21 µSv/hora) a un metro de distancia.
5. También se realizan "frotis" en los que se extrae la contaminación y se mide por centelleo líquido. II..5.LÍMITES DE DOSIS.5. se miden con monitores tipo Geiger y los monitores de cristal de centelleo son preferibles para medir la contaminación de emisores γ..-DOSIMETRÍA II.CONTROL DOSIMÉTRICO DEL AMBIENTE. El sistema de protección radiológica establecido en la actualidad en España. es muy importante comprobar frecuentemente que el área de trabajo y el medio ambiente no están contaminados. Además. bien con monitores o mediante dosímetros fijos.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 36 de 79 II. S-35 y P-32.. DOSIMETRÍA DE ÁREA Mientras se trabaja con material radiactivo.2. Para trabajadores profesionalmente expuestos. resulta un límite de dosis efectiva de 100 mSv durante todo periodo de cinco años oficiales (de enero a diciembre).5. Los emisores β.1. fundamentalmente se encuentra recogido en el Real Decreto 783/2001 por el que se aprueba el Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes. C-14. para conseguir que sea tan baja como sea razonablemente posible. sujeto además a una dosis efectiva máxima de 50 mSv en cualquier año oficial. Este Reglamento recoge los límites de dosis tanto para personal profesionalmente expuesto como para personal en formación y estudiantes así como para público en general. basados en películas fotográficas o en cristales termoluminiscentes (TLD). también se imponen limitaciones específicas a tres órganos o zonas de cuerpo: .3. II.DOSIMETRÍA PERSONAL Las técnicas usadas para medir contaminación en el medio ambiente y áreas de trabajo son válidas para controlar la posible contaminación personal en ropas y piel. Cuando se trabaja con emisores β de alta energía y emisores γ es necesario usar dosímetros personales. La tasa de dosis se debe medir en el ambiente.
Límites Máximos de dosis para el personal profesionalmente expuesto Limite de dosis efectiva Límite de dosis equivalente al cristalino Límite de dosis equivalente a la piel Límite de dosis en extremidades 100 mSv durante todo periodo de 5 años oficiales y 50 mSv en un año oficial 150 mSv 500 mSv en un año oficial (1) 500 mSv en un año oficial . antebrazos. • Las manos. el límite de dosis será el mismo que el de los trabajadores expuestos. Los límites de dosis para las personas en formación y estudiantes mayores de 18 años que durante sus estudios tengan que utilizar fuentes.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 37 de 79 • • El cristalino: límite de dosis equivalente de 150 mSv por año oficial. pies y tobillos: 500 mSv por año oficial. La piel: límite de dosis equivalente de 500 mSv por año oficial. con independencia de la zona expuesta. Dicho límite se aplicará a la dosis promediada sobre cualquier superficie de 1 cm².
4. Las condiciones de trabajo deben . Limite de dosis efectiva Límite de dosis equivalente al cristalino Límite de dosis equivalente a la piel 15 mSv 50 mSv en un año oficial (2) 2) Valor promediado sobre cualquier superficie cutánea de 1 cm2.5. con independencia de la superficie expuesta II. ESPECIAL DURANTE EL EMBARAZO Y LA Las usuarias de radiactividad están obligadas a informar al supervisor de la instalación si están embarazadas o son gestantes ya que la protección del feto y del lactante es similar a la de los miembros del público..SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 38 de 79 Límites de dosis para usuarios de zonas vigiladas (Clase B) Limite de dosis efectiva Límite de dosis equivalente al cristalino Límite de dosis equivalente a la piel Límite de dosis en extremidades 30 mSv durante todo periodo de 5 años oficiales y 15 mSv en un año oficial 45 mSv 150 mSv en un año oficial (1) 150 mSv en un año oficial Límites de dosis para los miembros del público 1 mSv por año oficial y en circunstancias especiales (1) 5 mSv en 5 años oficiales.PROTECCIÓN LACTANCIA.
CLASIFICACIÓN Y DELIMITACIÓN DE ZONAS El titular de la actividad debe clasificar los lugares de trabajo. y para exposición a radiación externa. Zona en la que exista la posibilidad de recibir dosis efectivas superiores a 6 mSv/año oficial o una dosis equivalente superior a 3/10 de los límites de dosis equivalentes para cristalino. También tienen esta consideración las zonas en las que sea necesario seguir procedimientos de trabajo. considerando el riesgo de exposición y la probabilidad y magnitud de las exposiciones potenciales. Por ello. se puede considerar que 1 mSv al feto es comparable a una dosis de 2 mSv en la superficie del abdomen. ya sea para restringir la exposición. Como recomendación se procurará evitar que la mujer gestante o en periodo de lactancia trabaje con material radiactivo. II. en las siguientes zonas: • Zona controlada. La declaración de embarazo no implica que las mujeres gestantes o en periodo de lactancia tengan que evitar el trabajo en presencia de radiaciones.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 39 de 79 asegurar que la dosis al feto desde la notificación del embarazo al final de la gestación no exceda de 1 mSv. evitar la dispersión de contaminación radiactiva o prevenir o limitar la probabilidad y magnitud de accidentes radiológicos o sus consecuencias.. Las zonas controladas se pueden subdividir en: . Se señaliza con un trébol verde sobre fondo blanco. Este límite de dosis se aplica exclusivamente al feto y no es directamente comparable con la dosis registrada en el dosímetro personal de la trabajadora embarazada. piel y extremidades. a efectos prácticos.6. pero es necesario evaluar cuidadosamente el trabajo y las condiciones en que se realiza para que se asegure el cumplimiento del citado límite.
Se señaliza con un trébol amarillo sobre fondo blanco. el trébol va bordeado de puntas radiales y si fuera de contaminación radiactiva el trébol está bordeado por un campo punteado. dosis superiores a los límites anuales de dosis. o Zona de acceso prohibido. exista la posibilidad de recibir dosis efectivas superiores a 1 mSv/año oficial o una dosis equivalente superior a 1/10 de los límites de dosis equivalente para cristalino. Se señaliza con un trébol gris/azulado sobre fondo blanco. Zona en la que existe el riesgo de recibir en cortos periodos de tiempo una dosis superior a los límites de dosis. o Zona de permanencia reglamentada. Sí se presentan los dos riesgos conjuntamente el trébol está bordeado con puntas radiales sobre campo punteado. en una exposición única. Zona en la que hay riesgo de recibir.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 40 de 79 o Zona de permanencia limitada. Se señaliza con un trébol rojo sobre fondo blanco. Zona en la que. Se señaliza con un trébol naranja sobre fondo blanco. no siendo zona controlada. • Zona vigilada. . piel y extremidades. Zona en la que existe el riesgo de recibir una dosis superior a los límites anuales de dosis. En caso de que el riesgo fuera solamente de irradiación externa.
37 37.1.01 1 0.7 37 .35 Calcio .137 370 222 111..45 Cobalto .37 37 0.INTRODUCCIÓN El laboratorio de Radioisótopos pertenece a la Instalación Radiactiva de la Universidad de Málaga autorizada con la referencia IR/MA-13/80 (IRA-0940) para usar radionucleidos no encapsulados y un equipo de rayos X de la firma TROPHY.1 1 Hidrógeno .SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 41 de 79 PARTE 3.57 Estroncio .125 Cesio .5 40. para docencia e investigación.3 (Tritio) Carbono . En la Instalación Radiactiva está autorizado el máximo de actividad y los isótopos reflejados en la tabla siguiente: RADIONUCLEIDO ACTIVIDAD MBq mCi 10 6 3.NORMAS DE TRABAJO EN EL LABORATORIO DE RADIOISÓTOPOS III.01 0.01 1.14 Fósforo .32 Azufre ..90 Iodo .5 1.37 18. modelo IRIX 70.
III..3. deben contactar con el supervisor de la instalación y presentar las solicitudes por escrito.USUARIOS DE LA INSTALACIÓN Las personas que precisen trabajar en el laboratorio de radioisótopos.2. Es responsabilidad del supervisor la apertura y comprobación del estado del envío. como ocurre con el P-32. III. trabaja con 70 kV de tensión de pico y 8 mA de intensidad máxima.. Los usuarios reciben copia de este manual de radioprotección que deben leer cuidadosamente antes de iniciar el trabajo. profesores o investigadores. En los casos en que sea necesario. Las personas que inicien el trabajo en el laboratorio serán entrenadas tanto en las técnicas experimentales como en el uso del material radiactivo por un tutor con experiencia previa.COMPRAS DE MATERIAL RADIACTIVO Todas las compras de material radiactivo serán gestionadas por el laboratorio de Radioisótopos para lo que se deben solicitar con suficiente antelación.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 42 de 79 El equipo de rayos X. se compartirán los productos para no sobrepasar el límite impuesto a la instalación. Si se estima necesario se someterán a una prueba para comprobar que tienen los conocimientos necesarios para poder trabajar como usuario en la instalación. . La recepción e inspección del material radiactivo tendrá lugar exclusivamente en el laboratorio de Radioisótopos. de acuerdo a los modelos existentes. tanto al Director de los Servicios de Investigación como al supervisor. Estas solicitudes deben estar firmadas por el responsable del usuario que será necesariamente un profesor de la Universidad. que está instalado en el quirófano experimental del animalario situado en la Facultad de Medicina.
SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 43 de 79 III. antes de iniciar el trabajo. .. De acuerdo con la autorización de la Instalación.4. los datos requeridos en el Diario de Usuarios.5. Es necesario seguir las normas generales de seguridad del laboratorio. Esto permitirá al supervisor llevar el diario de operaciones obligatorio.. sólo pueden trabajar con material radiactivo las personas que tengan licencia de operador o de supervisor aunque quedan exentos los investigadores o estudiantes que trabajen esporádicamente y siempre que trabajen en presencia de un operador o supervisor. En general no es adecuado trabajar en solitario en laboratorios y este criterio se hace más restrictivo cuando se manipulan sustancias radiactivas aunque no se superan los límites de exención. especialmente las que se indican a continuación.NORMAS GENERALES DE TRABAJO Las siguientes normas son de obligado cumplimiento a la hora de trabajar en la instalación: Anotar. III. sólo está autorizado trabajar con material radiactivo en horario normal y queda terminantemente prohibido el trabajo de noche o en fines de semana.HORARIOS DE TRABAJO. En los métodos de trabajo se establece en que momentos no se superan estos límites y se puede trabajar sin supervisión. Esta norma se aplica cuando se trabaja con cantidades que superan o son del orden de los límites de exención. En consecuencia.
Usar gafas protectoras o bien trabajar protegidos por una pantalla de metacrilato. Las personas con heridas abiertas no pueden manipular productos radiactivos. 3 Usar ropa de laboratorio y guantes de latex o PET cuando se trabaje con productos radiactivos. 9 Usar los dosímetros personales o rotativos cuando lo requiere el trabajo.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 44 de 79 Normas Generales de Seguridad 1 Esta prohibido comer. aunque la radiación no lo requiera. iodo) o se caliente una solución radiactiva.g. beber. . 7 Trabajar en campana de gases cuando se use un radionucleido volátil (e. Lavarse las manos cuidadosamente después de trabajar con productos 4 5 radiactivos. 2 No introducir objetos personales en el área donde se manipulan productos radiactivos. como protección contra las proyecciones. fumar o la aplicación de cosméticos en los laboratorios donde se manipule radiactividad. 6 Trabajar con el material radiactivo en una zona exclusiva . 8 Usar las pantallas protectoras de radiación cuando sea necesario. sobre papel absorbente y bandejas. aunque no se detecte contaminación.
al iniciar el trabajo. la descontaminación de ésta es incómoda y difícil. 11 Comprobar la ausencia de contaminación en la zona de trabajo. por eso es importante dejar todos los objetos personales fuera del laboratorio. 13 Identificar. Indicar isótopo. 15 16 No mezclar residuos sólidos y líquidos. Almacenar todo el que no este en uso en las áreas designadas. 14 Transportar el material radiactivo de forma que se impidan derrames. Las contaminaciones y manchas pequeñas se deben limpiar de inmediato. como residuo sólido. todos los contenedores con material radiactivo. frecuentemente durante el trabajo y al finalizar. Al usar doble guante se previene la contaminación de las manos al quitarse los guantes. Los guantes contaminados son una fuente de contaminación tanto personal como de zonas y equipos. desde el momento de abrir el contenedor las manos .SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 45 de 79 10 Mantener en todo momento una limpieza escrupulosa en el área de trabajo. aparatos. La norma es eliminar los guantes contaminados. cantidad y fecha. No dejar objetos cortantes o punzantes en las bolsas de residuos El uso de batas de laboratorio y guantes ayuda a proteger a los usuarios de material radiactivo contra exposiciones accidentales de la piel. Una de las etapas de mayor exposición ocurre cuando se transfiere una alícuota de la solución madre al tubo de trabajo. excepto los que se sean de uso inmediato. 12 Mantener los residuos radiactivos en contenedores cerrados. Evitar la acumulación de material radiactivo en los laboratorios. Es necesario chequear frecuentemente los guantes para comprobar que están limpios y si los guantes están contaminados existe una gran probabilidad de dispersar la contaminación. antes de cualquier otra operación. guantes. etc.
de la zona y del equipo. Todos los usuarios que trabajen en el laboratorio de Radioisótopos o dejen residuos radiactivos para gestión interna o para ENRESA asumen expresamente que su trabajo o los residuos generados no representan riesgo infeccioso alguno en su manipulación. La última persona que ha trabajado en un lugar o con un equipo en el que se detecte contaminación es responsable de la descontaminación.1.. para minimizar el impacto de la radiación sobre las manos y los ojos. antes.5.. III. Es aconsejable. el uso de micropipetas y gafas protectoras o cuando sea necesario trabajar con pantallas de metacrilato junto a precisión y rapidez en esta operación. ni es posible la retirada de residuos de esta clase. Al terminar el trabajo chequear cuidadosamente y descontaminar si es necesario.5.CONTROL DE LA CONTAMINACIÓN Trabajar siempre sobre hojas de material absorbente (papel con la parte inferior plastificada) o sobre bandejas para acotar el riesgo de contaminación. .2.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 46 de 79 quedan expuestas a una alta radiación y en el momento de sacar la alícuota uno mira para verificar lo que esta sacando.RIESGO BIOLÓGICO Actualmente la Instalación Radiactiva de la Universidad de Málagas no dispone de instalaciones adecuadas para manipular muestras biológicas que presenten riesgo de infectividad. Comprobar con los minimonitores la contaminación personal. III. Preparar todo el material necesario para el proceso antes de iniciar el trabajo y usar doble guante desechable. Chequear la contaminación de zonas y equipos antes de iniciar el trabajo. durante y al finalizar el trabajo.
.. adaptado para medir la contaminación con emisores de radiación gamma y rayos X. en cuentas por segundo (cps). Estas barreras pueden afectar la medida de los isótopos beta de menor energía como el C-14 o S-35 y para detectarlos hay que eliminar las barreras que puedan interferir. Este monitor no es adecuado para medir emisores beta. Mide. en los monitores que se usan para detectar P-32. . modelo 44A. preparados para medir contaminación superficial con emisores beta.6. tipo Geiger. No se puede tocar la ventana del detector que es muy frágil y es necesario evitar que se contaminen. Este monitor mide tanto radiación gamma como beta superior a 150 keV. • Los monitores son equipos frágiles y delicados por lo que se usarán cuidadosamente. • Monitor portátil modelo 900D. tanto emisores de alta energía (P-32.1. para evitar contaminaciones. Sr-90) como emisores de energía media (C-14. preparado para medir radiación como tasa de dosis en microSv/h.6. Cuando mide beta y gamma juntos puede sobreestimar la dosis. Es usual colocar una protección de plástico. S-35. (Cs137. I-125). tipo Geiger Muller. Mide en cps. Ca-45).MONITORES DE CONTAMINACIÓN Y RADIACIÓN El laboratorio de Radioisótopos tiene los siguientes monitores portátiles de radiación y contaminación: • Monitores portátiles modelo EP15. III.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 47 de 79 III. • Monitor portátil de centelleo con cristal sólido.MANEJO DE LOS MINIMONITORES: • Antes de usar los minimonitores comprobar el estado de las pilas.
se mide en el contador de centelleo. Detalle de los minimonitores. La actividad extraída.6.. III. • Cuando se use el monitor para control de la dosis recibida por un usuario. . el monitor debe situarse en una posición equivalente.2. detrás de las pantallas y orientado hacia la fuente.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 48 de 79 • No es posible medir la contaminación con Tritio mediante monitores portátiles ya que la radiación emitida no tiene suficiente energía para atravesar la ventana del detector. Este ensayo detecta toda la radiactividad presente.ENSAYO DE FROTIS PARA DETECTAR TRITIO (H-3) y CARBONO (C-14) Consiste en frotar una parte (aproximadamente 900 cm2) de la superficie con un papel humedecido con un disolvente que sea adecuado para el isótopo que se quiere detectar. que suele ser el 20 a 30% del total.
Los dosímetros son personales e intransferibles. Lo más simple es llevar el material radiactivo en los mismos viales en los que se recibe el material radiactivo. III. Todos los usuarios de los que se haya estimado la dosis mediante dosímetros personales o rotativos tienen un historial dosimétrico del que pueden pedir certificación. al darse de alta como usuario de material radiactivo. El dosímetro personal se coloca en la zona del tronco más expuesta. siempre bajo el control del supervisor. fecha.DOSIMETRÍA En el laboratorio de radioisótopos hay dosímetros de área que permite controlar la dosis recibida por los usuarios en general y dosímetros personales de solapa. generalmente en el bolsillo superior. I-125. Estos viales se deben transportar dentro de un contenedor con papel absorbente etiquetado con el nombre del radionucleido. Sr-90 y Cs-137.TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO Cuando se transporta material radiactivo. . actividad y la persona responsable del producto. la posición no es indiferente.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 49 de 79 III. Debe poseer dosímetro toda persona que trabaje con material radiactivo de los siguientes radioisótopos: P-32. las dosis recibidas previamente o si se trabaja en otra instalación radiactiva. que ya tienen el blindaje adecuado..7. Son dosímetros de termoluminiscencia que se controlan mensualmente en un centro autorizado por el CSN. Las dosis leídas se exponen en el laboratorio durante un mes y se archivan.. sobre la bata. y detrás de los sistemas de protección empleados tales como las pantallas de metacrilato. Es importante que siempre se mantenga frontal. No se pueden dejar a otra persona. entre edificios o laboratorios hay que asegurar que no se pueden producir accidentes que expongan al público a radiación.8. Por otra parte es obligatorio comunicar.
CONTADORES DE CENTELLEO Las muestras en el contador de centelleo deben estar identificadas. entre los días 1 a 3 de cada mes.1. cuando no se usan. protegidos de la luz y el calor y donde solo exista radiactividad de fondo. Es posible reservar el uso del contador de centelleo durante periodos fijos si lo exige el protocolo experimental y se avisa con tiempo suficiente. Es muy importante no contaminar el contador. para ello hay que tener especial cuidado con cerrar muy bien los viales. se deben guardar en un lugar cerrado. El cambio de dosímetros se realiza mensualmente.9. No dejar nunca muestras de P-32 o similares sin indicarlo en el exterior.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 50 de 79 Los dosímetros.9.. III. .USO DE EQUIPOS DEL LABORATORIO III. Cada persona es responsable del buen uso de su dosímetro.. Si se pierde un dosímetro o se contamina accidentalmente se debe comunicar al supervisor de la instalación.
-HORNOS DE HIBRIDACIÓN Es necesario reservar con antelación los hornos de hibridación. III. . isótopo. fecha y fecha de eliminación..9.2.9. Quien tenga la reserva tendrá prioridad para usarlos aunque se deberán compartir si las condiciones de trabajo lo permiten. Estas muestras se revisarán periódicamente y las muestras que no estén correctamente identificadas se eliminaran. III. Los viales necesarios están a disposición de quien desee calibrar o comprobar el equipo antes de medir. Conviene chequear los tubos y tapones antes de usarlos y comprobar que no se producen escapes para evitar la contaminación del horno.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 51 de 79 Se realizan calibraciones periódicas del equipo tal como se describe en el manual.MUESTRAS DE FRÍO O CONGELADAS Las muestras en el frigorífico o en el congelador tendrán escritos los siguientes datos: Usuario.3.
INCIDENTES Y PROTOCOLOS DE ACTUACIÓN Los siguientes incidentes serán comunicados inmediatamente al supervisor. al finalizar. Derrames de material radiactivo superiores a 50 µCi de cualquier isótopo.10.. Incidentes menores.4. . III. Colocar papel absorbente sobre el líquido derramado. Perdida de material radiactivo. eliminar como residuos los líquidos recogidos. Si el filtro de salida de gases no funciona correctamente y se detectan humos avisar al supervisor.-SECADOR DE GELES Antes de usar el secador de geles es necesario colocar correctamente la trampa fría y..10. Son los incidentes que no impliquen contaminación de personas y en general menos de 50 µCi de material radiactivo (menos de 10 µCi de P32 o menos de 1µCi de Sr90 o Cs137) Se tomarán las siguientes medidas: • • • • Avisar a los restantes usuarios del peligro para que permanezcan fuera del área contaminada.9.1. Apantallar para reducir la radiación si el radioligando lo requiere. Accidentes (fuego y otros) que puedan suponer descontrol de material radiactivo y perdida de seguridad.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 52 de 79 III. Ser cuidadoso para no dispersar la contaminación por las restantes zonas.INCIDENTES CON MATERIAL RADIACTIVO III. o en su lugar al responsable del trabajo: • • • • • Contaminación de la piel o interna de personas. Derrames de cantidades superiores a 10 µCi de P32 o 1µCi de Sr90 o Cs137.
11.10.2.. Chequear la zona y equipo antes de descontaminar. Limpiar inmediatamente el material contaminado con detergente especial.. Si se deja secar el material contaminado puede ser imposible descontaminarlo. se debe mantener el ambiente de trabajo y equipo tan limpio como sea razonablemente posible para conseguir que las dosis recibidas sean mínimas. Avisar al supervisor si necesita ayuda y comunicar el incidente. III. Al trabajar sobre hojas de papel plastificado se reduce la zona afectada por la contaminación.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 53 de 79 • • • Usar dobles guantes para prevenir la contaminación de las manos. El papel contaminado se elimina como residuo radiactivo sólido. o similar. III. Apantallar el material contaminado si la radiación es apreciable. Es conveniente recortar la zona de papel contaminada para reducir la cantidad de residuos radiactivos.GESTIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS Se considera residuo radiactivo todo el material contaminado con isótopos radiactivos que no tenga uso previsible. Decon 90. Todo el procedimiento de gestión y control de los residuos radiactivos se encuentra en el “Programa de gestión y eliminación de residuos radiactivos dela IR-0940” elaborado . diluido al 2-3%.DESCONTAMINACIÓN Como norma básica. La última persona que ha trabajado en un lugar o con un equipo en el que se detecte contaminación es responsable de la descontaminación.
1. ..SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 54 de 79 a requerimientos del CSN de acuerdo a la orden ministerial ECO 1449/2003. En el trabajo de laboratorio se determina en cada método la gestión previa de los residuos generados para facilitar su segregación y evitar que los residuos radiactivos existentes en el laboratorio supongan riesgos radiológicos inaceptables para los trabajadores. En general se siguen en el trabajo de laboratorio las siguientes normas: • Si el nivel de actividad del material residual es muy bajo.2 del CSN. indetectable. para los que no está previsto ningún uso. Estos residuos se conservan en el almacén de residuos hasta que decaen.11. El primer paso en la gestión de los residuos que se producen en una instalación radiactiva es la segregación de los mismos.Residuos de P-32 Los residuos líquidos con P-32 se recogen en botes de plástico de 2 litros que se mantienen apantallados en cajas de metacrilato. • Todos los materiales o productos de desecho. Los residuos sólidos se recogen en bolsas dentro de cajas similares de metacrilato. desarrollada en la la guía de Seguridad 9.. • Es muy importante tener en cuenta que no es posible asumir riesgos biológicos con los residuos que entren o se generen en la instalación radiactiva. • En cada método se determina que tipo de residuos son radiactivos pero a vía de ejemplo: No es residuo radiactivo un papel contaminado con 10 cpm o menos y se puede eliminar en la cubeta blanca. el residuo se eliminará como los residuos o basuras de laboratorio. III. para el público ni para el medio ambiente. que contienen o están contaminados con material radiactivo se consideran residuos radiactivos que se gestionan de acuerdo a sus características.1.
1. • Los objetos punzantes. Las bolsas se etiquetan e identifican indicando el isótopo que contienen. en cajas o en botes de plástico.Residuos de vida media corta Los restantes residuos de vida media menor de 2 meses se tratan de forma similar a los residuos de P-32. la actividad estimada.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 55 de 79 III.11.Residuos con isótopos de vida media o larga (H-3. Es aconsejable colocar papel de filtro u otro absorbente en el fondo de la bolsa para evitar que se acumule líquido. • Separar los líquidos acuosos y los líquidos orgánicos que se almacenan en contenedores ("lecheras") de ENRESA.11. Dado que se producen cantidades pequeñas en cada caso se determinará la forma concreta de gestión. • Los viales llenos con el líquido de centelleo se acumulan en bolsas dobles de ENRESA.3. agujas de inyectables y objetos cortantes tienen que ir en los contenedores especiales. Normalmente hay . Estos contenedores no resisten el pH ácido por lo que es necesario que los líquidos acuosos estén próximos al pH neutro.. Las bolsas son inspeccionadas por ENRESA antes de su evacuación y si son rechazadas se devolverán a su origen. Es importante cerrar bien los viales de centelleo y no usar rotuladores gruesos ni de colores en los viales.2. normalmente hay en uso. la fecha de cierre y el departamento de origen.1. S-35) Las normas que se indican a continuación son generales para todos los residuos que evacua ENRESA. C-14. • Los sólidos compactables sin objetos punzantes se acumulan en bolsas de ENRESA que se solicitan. la fecha de cierre y el departamento de origen. en el departamento de radiactividad.. III. Las bolsas se etiquetan e identifican indicando el isótopo que contienen. la actividad estimada.
menos de 20 Bq/ml. ENRESA no evacua. III.1.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 56 de 79 bolsas o unidades de contención preparadas en el laboratorio de radioisótopos.11. los residuos de Cs-137 si la radiación en superficie supera de 3 a 5 mSv/h.Residuos de Cs-137 o similares (emisores gamma). En caso de necesitar nuevos se solicitan al responsable del laboratorio. pero en las concentraciones en las que se trabaja habitualmente.4.. el blindaje no es necesario. al menos en el procedimiento normal. Es importante no acumular residuos de estos isótopos en el laboratorio y es preferible mantenerlos en el almacén de residuos. Este isótopo requiere un blindaje especial. .
C-14 < 5 microCi Bolsa hermética < 100 Bq/ml Bote sellado Bolsa Enresa Bote Bolsa Bote < 20 Bq/gramo < 20 Bq/gramo > 20 Bq/gramo Metacrilato y almacén Metacrilato y almacén Almacén Almacén Metacrilato y taquilla plomada I-125 Líquidos Sólidos S-35..11.2. ISOTOPOS Tipo Sólidos Sólidos punzantes Líquidos acuosos Líquidos orgánicos Viales de centelleo Sólidos Actividad Contenedor Bolsa Enresa Caja especial Contenedor Enresa Contenedor Enresa Doble bolsa Enresa Protección Gestión ENRESA ENRESA ENRESA ENRESA ENRESA Propia Propia ENRESA Propia H-3.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 57 de 79 III. Sr-90 Líquidos Varios Bolsa Enresa Contenedor Enresa Botes ENRESA ENRESA ENRESA .CLASIFICACIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS. Ca-45 Líquidos Sólidos Propia Propia P-32 Líquidos Sólidos Cs-137.
Publicado en el BOE nº 135 de 7 de junio de 1982. • Reglamento sobre Protección Sanitaria contra radiaciones ionizantes Real Decreto 783/2001. por el que se aprueba el Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas. Ley de creación del Consejo de Seguridad Nuclear. de 22 de abril de 1980 (Ley 15/1980). Publicado en el BOE (26/07/2001). de 3 de diciembre. por el que se aprueba el Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes. • Estatuto del Consejo de Seguridad Nuclear Real Decreto 1157/1982. Ley sobre Energía Nuclear..LEGISLACIÓN APLICABLE A continuación se muestran las principales leyes y reglamentos de aplicación en una instalación radiactiva.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 58 de 79 ANEXO I. de 4 de mayo de 1999 (Ley 14/1999). por el que se aprueba el Estatuto del Consejo de Seguridad Nuclear. Publicado en el BOE (31/12/1999). de 6 de julio. • Protección radiológica . de 30 de abril. • Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas Real Decreto 1836/1999. Ley de Tasas y Precios Públicos por servicios prestados por el Consejo de Seguridad Nuclear. de 29 de abril de 1964 (Ley 25/1964).
. por el que se establecen los Criterios de Calidad en Medicina Nuclear (BOE 19/12/1997). sobre protección operacional de los trabajadores externos con riesgo de exposición a radiaciones ionizantes por intervención en zona controlada (BOE 16/04/1997). . por el que se establecen los Criterios de Calidad en Radioterapia (BOE 28/08/1998). por el que se amplía el plazo contenido en las disposiciones transitorias cuarta y quinta de este reglamento. .de 30 de diciembre.Real Decreto 1841/1997 de 5 de diciembre.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 59 de 79 . por el que se establecen medidas fundamentales de protección radiológica de las personas sometidas a exámenes y tratamientos médicos (BOE 18/09/1990). de 11 de marzo (BOE 22/04/1994). . por el que se establecen los Criterios de Calidad en Radiodiagnóstico (BOE 29/12/1999).Real Decreto 1566/1998 de 17 de julio. • Reglamento sobre Aparatos de Rayos X Real Decreto 1891/1991 .Real Decreto 1132/90 de 14 de septiembre.Real Decreto 413/1997 de 21 de marzo.Real Decreto 1976/1999 de 23 de diciembre.Modificación: Real Decreto 445/1994. . . por el que se aprueba el Reglamento sobre Aparatos de Rayos X (BOE 03/01/1992). .Real Decreto 815/2001 de 13 de julio sobre justificación del uso de las radiaciones ionizantes para la protección radiológica de las personas con ocasión de exposiciones médicas (BOE 14/07/2001).
.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 60 de 79 ANEXO II. Usualmente se mide en Curios (Ci) aunque la unidad de actividad en el Sistema Internacional es el Becquerelio (Bq) que corresponde a una desintegración por segundo. Bremsstrahlung . Normalmente se expresa como mCi/mg o como mCi/mmol. Concentración de radiactividad . No debe confundirse con actividad específica. Los restantes electrones externos se reestructuran y liberan energía como radiación electromagnética gamma o rayos X.radiación electromagnética (rayos x) producida cuando partículas cargadas interactúan con la materia. GLOSARIO Actividad (radiactividad) . mediante las que se pueden establecer la relación entre los valores indicados por un sistema de medida y los valores reales. Actividad específica - la radiactividad por unidad de masa de un compuesto. Contador de centelleo – un detector que cuenta los fotones producidos por la radiación ionizante en un líquido o cristal de centelleo mediante un tubo foto multiplicador. Calibración – conjunto de operaciones realizadas por laboratorios cualificados. así como P-32 interactuando con plomo.número de transformaciones nucleares espontáneas que se producen por unidad de tiempo en un radionucleido. En la práctica se asocia con partículas Beta interactuando con materiales de alto peso molecular. Captura electrónica – la transformación radiactiva en la que un núcleo absorbe un electrón de un orbital interno. Normalmente se expresa como radiactividad por unidad de volumen (Bq/ml) o /mCi/ml).la radiactividad por unidad de masa o unidad de volumen.
Cuando en este Manual se utiliza sólo la palabra "dosis" se trata siempre de "dosis equivalente". Dosis equivalente .suma ponderada de las dosis equivalentes medias. Dosimetría – medida de las dosis de radiación. Dosis absorbida -es la cantidad de energía cedida por la radiación ionizante a la materia por unidad de masa. Se puede realizar mediante lavados con detergentes adecuados o se puede mantener aislado el objeto hasta que la radiactividad decae. También se usa el RAD (1 Gray = 100 RASD).dispositivo. cuando se ha depositado en el exterior. La unidad de dosis equivalente en el Sistema Internacional es el Sievert (Sv). instrumento o sistema que puede utilizarse para medir o evaluar la dosis absorbida o equivalente. Descontaminación – reducción. o interna cuando los radionucleidos han penetrado en el organismo por cualquier vía. . Decaer – perdida de radiactividad como consecuencia del tiempo. equipo o personas. objeto o persona. Dosis efectiva . En el caso de las personas puede ser contaminación externa o cutánea.producto de la dosis absorbida por factores modificantes (N) que tienen en cuenta las características de la radiación y la distribución de los radionucleidos. En el Sistema Internacional la unidad de dosis absorbida es el Gray (Gy) que equivale a 1J/Kg. eliminación o limpieza de la contaminación de una superficie. recibidas en los distintos órganos o tejidos.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 61 de 79 Contaminación radiactiva – material radiactivo sin control que se distribuye por superficies. Para el tipo de radiaciones utilizadas en el laboratorio la dosis efectiva y la dosis equivalentes son iguales. Dosímetro .
Su gravedad depende de la dosis recibida. la probabilidad depende de la dosis y la gravedad es independiente de esta. Sin embargo. para la dosis resultante de la exposición de los trabajadores profesionalmente expuestos y los miembros del público. Efectos biológicos no estocásticos (deterministas) .SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 62 de 79 Dosis equivalente comprometida [HT(t)] . la radiación electromagnética incluye.La radiación electromagnética es una forma de transporte de energía que no necesita de un soporte material. Al especificar HT(t).límites fijados en el Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes.son los que se caracterizan por una relación directa entre la dosis y el efecto.6 x10-19 J).residuos radiactivos evacuados en forma líquida o gaseosa. t viene dado en años. se sobreentiende un período de cincuenta años para adultos o de un máximo de setenta años para niños. Efluentes radiactivos . (1 eV = 1. Cuando no se especifica el valor de t. Efectos biológicos estocásticos (probabilísticos) . Límite de incorporación anual . No presentan dosis umbral.integral respecto al tiempo t de la tasa de dosis equivalente en un tejido u órgano T que recibirá un individuo como consecuencia de una incorporación.actividad máxima de un radionucleido que puede ser incorporada anualmente. La radiación electromagnética más conocida es la luz visible. Límites de dosis .unidad de energía igual a la energía cinética adquirida por un electrón cuando se acelera en un campo con un potencial de 1 voltio. dosis umbral. Electronvoltio (eV) . Espectro electromagnético .son los que presentan una relación dosis-efecto de naturaleza probabilística. Se manifiestan cuando la dosis recibida supera un determinado valor. no teniendo en cuenta la dosis debida al fondo natural y a las exploraciones médicas a que hayan podido ser sometidos. La unidad de la dosis equivalente comprometida es el Sievert. además las .
El conjunto de todas estas radiaciones constituyen el espectro electromagnético.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 63 de 79 ondas de radio. Todos estos tipos de radiaciones electromagnéticas. . o los rayos X. microondas. Fondo radiactivo natural – conjunto de radiaciones ionizantes que existen en la naturaleza y que provienen de fuentes naturales terrestres o cósmicas. Espesor de semireducción – espesor de un material que reduce un 50% la intensidad de una radiación γ. etc. Las ondas electromagnéticas de muy alta frecuencia no chocan con la materia aunque se atenúan por interacción con esta. son de la misma naturaleza diferenciándose en su frecuencia y por tanto en su energía. Exposición (irradiación) – estar expuesto a radiaciones ionizantes o material radiactivo. que al chocar con la materia se detienen. rayos X. Esto las diferencia de las partículas β.
que se formen grandes concentraciones en el interior de las viviendas construidas en determinados sitios o con ciertos materiales. Consiste en frotar la superficie con un pequeño papel impregnado en un disolvente adecuado y medir la radiactividad extraída. Frotis – procedimiento para detectar contaminación sobre una superficie. la dispersión del material radiactivo. en condiciones normales. de forma tal que en la cima de una montaña o viajando en un avión se recibe mayor cantidad de radiación cósmica que al nivel del mar: por ejemplo.aparato o sustancia capaz de emitir radiaciones ionizantes. fundamentalmente graníticas. las tripulaciones aéreas pasan gran parte de su vida en altitudes en las que la radiación cósmica es 20 veces mayor que la radiación media de fondo. que procede del espacio. . cuando están presentes en la naturaleza o artificiales.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 64 de 79 De la radiación cósmica. Fuente encapsulada . procedente de la desintegración del metal radio contenido en algunas rocas. Pueden ser naturales. En consecuencia. también varía sustancialmente dependiendo de la localización. La radiación de fondo debida al gas radón. la concentración de radón puede ser cientos de veces superior a la del exterior. ya que en su mayor parte. La manipulación de estas fuentes limita la exposición a la irradiación. por ejemplo.fuentes con sustancias radiactivas incorporadas a un sistema o envueltas de material inactivo que evitan. Fuente . En estos casos. Es útil para detectar H-3 y bajos niveles de emisores β blandos como el C-14 y el S-35. habitualmente con un contador de centelleo.fuente que permiten la dispersión de la sustancia radiactiva. es detenida por la atmósfera. Implican riesgo de irradiación y contaminación. la latitud es determinante de la dosis recibida. Fuente no encapsulada . El radón surge por emanación de las rocas lo que posibilita. sólo llega al suelo una fracción. sobre todo si la ventilación es insuficiente.
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Gray (Gy) - unidad de dosis absorbida. Un gray es igual a un julio por kilogramo: 1Gy = 1 J·kg-1
Geiger-Muller (GM) – un detector de radiación que consiste en un tubo con electrodos y lleno de un gas. Cuando la radiación ioniza el gas interno se produce una descarga eléctrica entre los electrodos que se puede medir o contar. El número de descargas es proporcional a la intensidad de la radiación.
Ionización – átomos que pierden o ganan electrones para formar iones.
Isótopos – (Nucleido - Nuclide ) – son aquellos átomos que difieren en la masa pero no en su carga nuclear. Los isótopos tienen las mismas características químicas pero pueden ser estables o inestables y radioactivos.
Límites de dosis – valores máximos fijados en el "Reglamento sobre protección sanitaria
contra las radiaciones ionizantes" para las dosis resultantes de la exposición de los
trabajadores expuestos, personas en formación, estudiantes y miembros del público.
Neutrón - es una partícula sin carga eléctrica que tiene , como el protón, una unidad de masa atómica. En la emisión de neutrones se conservan las características químicas del átomo pero la masa atómica disminuye en una unidad.
Nivel de referencia - nivel de referencia es un valor, de una cierta magnitud física, que sirve para decidir la conducta a seguir cuando se supera dicho valor o se prevé que va a superarse. Bajo ningún concepto se puede considerar como un límite.
Pantalla (Shielding material ) - material que se interpone en el trayecto de la radiación para reducir la intensidad de la radiación y en algunos casos eliminarla. Partícula α - una partícula fuertemente ionizada que tiene una masa y una carga similar a un núcleo de helio. Contiene 2 protones y dos neutrones.
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Partícula β - una partícula cargada emitida por el núcleo con la misma masa del electrón. Si la carga es negativa es igual al electrón y si positiva es un positrón.
Período de semidesintegración (T1/2) - el tiempo necesario para que la mitad de los isótopos radiactivos presentes en una sustancia se desintegren. Es una propiedad estadística de cada radionucleido independiente de las condiciones físicas y químicas.
Protones – partículas del núcleo de masa atómica unidad y carga positiva.
Radiación – energía transmitida en forma de partículas de alta velocidad y/o ondas electromagnéticas.
Radiación no ionizante – radiación sin energía suficiente para formar iones.
Radiación ionizante – transferencia de energía en forma de partículas o radiación electromagnética con suficiente energía para producir iones directa o indirectamente. Las ondas electromagnéticas ionizantes tienen una longitud de onda igual o inferior a 100 nanometros lo que equivale a una frecuencia igual o superior a 3045 hertzios. La radiación ionizante puede ser de las siguientes clases:
Radiación alfa está formada por partículas pesadas, similares al núcleo de helio, integradas por dos protones y dos neutrones y se genera por desintegración de átomos de elementos pesados como uranio, radio, radón, plutonio, etc..
• Energía: Tiene el nivel más alto del orden de 2 a 10 MeV. • Alcance: Debido a su masa no puede recorrer más que un par de centímetros
en el aire, y no puede atravesar una hoja de papel, ni la epidermis.
• Efecto sobre el organismo: Su radiación no es capaz de atravesar la epidermis
luego no es peligrosa. Sin embrago si se introduce en el cuerpo una sustancia emisora de radiación alfa, por ejemplo en los pulmones, ésta libera toda su
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energía hacia las células circundantes, proporcionando una dosis interna al tejido sensible, que en este caso no está protegido por la epidermis, con mucha energía y por tanto capaz de provocar daños importantes. Radiación beta (β) está formada por partículas de masa similar a las de los electrones, lo que le confiere un mayor poder de penetración.
• Energía: Tiene una energía del orden de 35 keV hasta 2 MeV. • Alcance: Las partículas tienen un alcance limitado, pero las más energéticas
pueden recorrer varios metros en el aire aunque se detiene con unos centímetros de agua, una lámina de aluminio, el cristal de una ventana, una prenda de ropa o el tejido subcutáneo.
• Efecto biológico: Las partículas más energéticas pueden dañar la piel desnuda
y todas pueden irradiar tejidos internos si entran en el organismo.
Radiación gamma es de carácter electromagnético, muy energética, y con un poder de penetración considerable. La radiación X es parecida a la gamma, pero se produce artificialmente en un tubo de vacío a partir de un material que no tiene radiactividad propia, por lo que su activación y desactivación tiene un control fácil e inmediato.
• Energía: Es menor que en las partículas β pero muy importante. Del orden de
10 keV hasta 1 MeV.
• Alcance: En el aire llega muy lejos, y para detenerla se hace preciso utilizar
barreras de materiales densos, como el plomo o el hormigón.
• Acción biológica: Desde el momento en el que la radiación gamma entra en
una sustancia, su intensidad empieza a disminuir debido a que en su camino va chocando con distintos átomos. En el caso de los seres vivos, de esa interacción con las células pueden derivarse daños en la piel o en los tejidos internos. Las radiaciones gamma son muy semejantes a los rayos X, que se utilizan en medicina.
los neutrones liberados penetran fácilmente la estructura de determinados átomos y provocan su división en otros elementos más pequeños.átomos que emiten radiación de forma espontánea y continua. Bremsstrahlung es una forma especial de rayos X. Rayos X – radiación electromagnética de alta energía y muy penetrante de origen artificial. Al no tener carga eléctrica.037 MBq = 37. Radiactividad – la transformación espontánea de un núcleo inestable con liberación de radiación ionizante.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 68 de 79 La emisión de neutrones es una radiación muy penetrante.037 GBq = 37 MBq 1 mCi = 0. Se producen en instalaciones nucleares y quedan fuera del objetivo de este manual. Frecuentemente se producen por la acción de electrones sobre metales.000. Algunos núcleos atómicos no son estables y se desintegran.000.01 Gy = 1 Rad 1 Rem = 1 Rad x QF 1 Sievert (Sv) = 100 Rem 1 Rem = 1000 millirem (mRem) 1 mSv = 100 mRem Radionucleido (radioisótopo) .000 Bq 1 Gray (Gy) = 100 Rad 1 cGy = 0. Solo se diferencia de la radiación gamma por el origen. .000 Becquerelios = 37 GBq 1 Ci = 1000 mCi 1 mCi = 1000 µCi 1 GigaBecquerelio (GBq) = 1000 MegaBecquerelios (MBq) 1 GBq = 27 mCi 1 MBq = 27 mCi 1 mCi = 0. emitiendo partículas de alta energía y/o radiación electromagnética. Unidades radiactivas: 1 Becquerelio (Bq) = 1 desintegración por segundo 1 Curio (Ci) = 37.
Zonas controlada y vigilada : Zonas sometidas a reglamentación por razones de protección contra las radiaciones ionizantes y en las cuales el acceso está reglamentado.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 69 de 79 Radiotoxicidad . Vida media – tiempo necesario para que la actividad de una sustancia radiactiva se reduzca a la mitad. . para el que no está previsto ningún uso. 1 Sv = 1 J·kg-1 (1 Sv = 100 Rem).toxicidad debida a las radiaciones ionizantes emitidas por un radionucleido incorporado y por sus productos derivados. Vida media efectiva – el tiempo requerido para que la radiactividad de un radionúcleido en el cuerpo se reduzca al 50% como resultado del decaimiento radiactivo y la eliminación metabólica. Vida media radiactiva – el tiempo necesario para que una sustancia radiactiva pierda la mitad de su actividad.unidad de dosis efectiva y equivalente.comprobación de que un dosímetro es operativo y su respuesta a una exposición o a una dosis absorbida de radiación dadas. Vida media biológica – el tiempo necesario para que el cuerpo elimine el 50% de una sustancia sea una sustancia estable o radiactiva. Cada radionucleido tiene una vida media única y constante sean cuales sean las condiciones físicas o químicas. Sievert (Sv) . La radiotoxicidad no es debida únicamente a las características radiactivas del radionucleido sino que depende también de su estado físico y químico y del metabolismo de ese elemento o compuesto en el organismo. Verificación . Residuo radiactivo .cualquier material o producto de desecho. que contiene o está contaminado con material radiactivo.
SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 70 de 79 ANEXO III. FICHAS TÉCNICAS DE LOS ISÓTOPOS RADIACTIVOS. .
en aire Rango max.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 71 de 79 HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: H-3 Tritio: 1 protón 2 neutrones Vida media: 12. En agua 1 cm. . Gamma: Espesor de plomo que reduce 1/10: No Métodos de detección/Eficiencia Contador Geiger: Contador Gamma: Contador Centelleo Líquido: 0% 0% 65% Control de contaminación: Frotis y centelleo líquido.001 cm. 1 microCi /cm Fracción que atraviesa la piel 0 mSv/h 0 Información sobre pantallas: Beta: Espesor de metacrilato o similar: 0.0057 MeV Gamma máxima Ninguna Gamma media Dosis: Rango máx. Beta máxima: 0.3 años Radiación: Beta negativa.0186 MeV Beta media 0.001 cm. 0.
0. .SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 72 de 79 HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: C-14 Carbono 14: 6 protones 8 neutrones Vida media: 5730 años Radiación: Beta máxima: 0.156 MeV Beta media 0. En agua 30 cm.03 cm. en aire Rango max. Información sobre pantallas: Beta: Espesor de metacrilato o similar: 0. Nota: Algunos derivados orgánicos con C-14 traspasan los guantes de latex. Gamma: Espesor de plomo que reduce 1/10: No necesita Métodos de detección/Eficiencia Contador Geiger: Contador Gamma: Contador Centelleo Líquido: 2% 0% 85% Control de contaminación: Frotis y centelleo líquido. Algunos compuestos pueden producir CO2 que se inhala con la respiración. Geiger.049 MeV Gamma máxima Ninguna Gamma media Dosis: Rango máx.03 cm.
SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 73 de 79 HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: S . en aire Rango max. 19 neutrones Vida media: 87.2 cm Gamma: Espesor de plomo que reduce 1/10: No necesita. Métodos de detección/Eficiencia Contador Geiger: Contador Gamma: Contador Centelleo Líquido: 5% No adecuado.35 Azufre 35: 16 protones.168 MeV Beta media Gamma máxima No Gamma media Dosis: Rango máx. Nota: No necesita trabajar con pantallas. 10 a 75 % Control de contaminación: Contador Geiger. Puede producir sustancias radiactivas volátiles.39 µSv/h 28 cm. Información sobre pantallas: Beta: Espesor de metacrilato o similar: < 0. . En agua 1 MBq a 10 cm. 1 Bq/cm2 30 µSv/h 0.4 días Radiación: Beta máxima: 0.
SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 74 de 79 HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: P . Usar doble guante y controlar la contaminación frecuentemente.695 MeV Gamma máxima No Gamma media Dosis: Rango máx. 17 neutrones Vida media: 14.32 Fosforo 32: 15 protones. en aire Rango max. En agua 1 MBq/ml (superficie) 1 MBq/ml (1 metro) Fracción que atraviesa la piel 730 cm.71 MeV Beta media 0. 0. .8 cm. 210 mSv/h 25 µSv/h > 90% Información sobre pantallas: Beta: Espesor de metacrilato o similar: Métodos de detección/Eficiencia Contador Geiger: 13 % Contador Gamma: No válido Contador Centelleo Líquido: 85 % Control de contaminación: Contador Geiger Nota: Trabajar detrás de pantallas de metacrilato de 1 cm de espesor mínimo.29 días Radiación: Beta máxima: 1. Los metales pesados producen radiación gamma secundaria. 0.8 cm.
No es adecuado bloquear esta fijación con el isótopo estable.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 75 de 79 HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: I .035 MeV Gamma media 0. En aire Fracción que atraviesa la piel 1. Nota: Los compuestos con I-125 producen vapores contaminados. Se debe trabajar en una campana de gases adecuada para sustancias radiactivas. . Un 70% del I125 inhalado se deposita en el cuerpo y 30% se deposita en la tiroides.1 mm Métodos de detección/Eficiencia Contador Geiger: Contador Gamma: Contador Centelleo Líquido: No es eficiente Sí Sí Control de contaminación: Contador gamma (INa).5 R/h Infinito > 95 % Información sobre pantallas: Gamma: Espesor de plomo que reduce 1/10: 0.031 MeV Dosis: 1 mCurio a 1 cm Rango max.027-0.125 Iodo 125: 53 protones 72 neutrones Vida media: 60 días Radiación: Beta máxima: No Beta media Gamma máxima 0.
.9 días Radiación: Beta máxima: No Beta media Gamma máxima Gamma media 0.57 Cobalto 57: 27 protón 30 neutrones Vida media: 270.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 76 de 79 HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: Co .1221 MeV Dosis: 1 Gbq a 1 metro Rango máximo en el aire Fracción que atraviesa la piel 41 µSv/h Infinito > 95 % Información sobre pantallas: Emisión Gamma: Recomendado 2 mm de Plomo Métodos de detección Contador Geiger: Contador Gamma: Contador Centelleo Líquido: No Sí Sí Control de contaminación: Contador gamma de cristal INa. Proteger los ojos con pantalla o gafas para emisores gamma. Nota: Trabajar con el material radiactivo apantallado por láminas de plomo.
En agua Fracción que atraviesa la piel Información sobre pantallas: Beta: Espesor de metacrilato o similar: 1.284 MeV Dosis: Rango máx.196 Mev 0. son insuficientes.1 cm.1 años Radiación: Beta máxima: 0.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 77 de 79 HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: Sr . 1.546 MeV 2.1 cm Gamma: Espesor de plomo que reduce 1/10: No necesita Métodos de detección/Eficiencia Contador Geiger: Contador Gamma: Contador Centelleo Líquido: Control de contaminación: Contador Geiger Nota: Las pantallas normales de metacrilato. en aire Rango max. de 1 cm de espesor.90 Estroncio 90: 38 protones 52 neutrones Vida media: 29. > 95% Beta media 0.935 MeV Gamma máxima No Gamma media . 13% 5% 90% 1062 cm.
en aire Rango max.73 mrad/h > 95% Información sobre pantallas: Beta: Espesor de metacrilato o similar: 0.7 cm Métodos de detección/Eficiencia Contador Geiger: Contador Gamma (INa): Contador Centelleo Líquido: Control de contaminación: Contador Geiger 7% 4% 90% .6 cm Gamma: Espesor de plomo que reduce 1/10: 1. En agua Infinito Infinito Beta media 0.7 años Radiación: Beta máxima: 0.157 MeV 0.415 MeV Gamma máxima 0.512 MeV 1.173 MeV Dosis: Rango máx.SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 78 de 79 HOJA TECNICA DE RADIONUCLEIDOS: Cs-137 Cesio 137: 55 protones 82 neutrones Vida media: 30.662 MeV Gamma media 1 microCi /cm Fracción que atraviesa la piel 5.
............ Sociedad Española de Física Médica (SEFM) www......gov....cern. Ministerio de Educación y Ciencia www................................................es.........es...... International Atomic Energy Agency (IAEA) www..............at........iaea...... Centro de Investigaciones Energéticas..........sne...ch..ciemat....................es.....SERVICIOS DE INVESTIGACIÓN RADIOISÓTOPOS MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN Revisión: 0 Fecha: Sep 2005 Página 79 de 79 ENLACES DE INTERÉS www...sepr................................... www............ Foro Nuclear www......enresa.....doe...........sefm..................mec.......foronuclear... European Laboratory for Particle Physics www.....................es.................csn.......................................................................................es.................es . Sociedad Nuclear Española (SNE) .gov ............Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) www.............es..........................or.... www................... Medioambientales y Tecnológicas..........pntic...........org............... Empresa Nacional de Residuos Radiactivos..........Sociedad Española de Protección Radiológica www............ Colegio Oficial de Físicos de España (COFIS) www.....Department of Energy USA (DOE) www........es....nrc............cofis....................... Nuclear Regulatory Commission USA (NRC) www......
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