Fuentes típicas en medidores industrialesIsótopo Emisión

típicaActividad tipica Aplicación

Cs-137 37 MBq a 185 GBq Nivel, densidad, etc...

Co-60 37 MBq a 74 GBq Nivel, densidad, etc...

Am-241 - 37 Mbqa 37 GBq Nivel de líquidos, espesor...

Am-241(Be) n 37 MBq a 74 GBq Humedad, nivel...

Cf-252 n 37 MBq a 1,85 GBq Análisis de materiales

Kr-85 37 MBq a 37 GBq Espesore, peso (gramaje)...

Sr-90 37 MBq a 37 GBq Densidad, Gramaje, etc...

Pm-147 37 MBq a 37 GBq Espesor, densidad

H-3 370 MBq a 111 GBq Cromatografia, luminiscencia...

ActividadSe denomina actividad de una fuente a la cantidad de

desintegraciones por unidad de tiempo.

Es proporcional a la constante de decaimiento y a la cantidad de radioisótopos que contiene la fuente, o sea:

A0 = N0 . = N0 /

(siendo A0 y N0 la actividad y la cantidad de radioisótopos en un instante determinado)

La actividad entonces representa las “desintegraciones por segundo” (Desintegraciones / segundo). A esta unidad se la llama

“Becquerel”, que se simboliza “Bq”.

El Becquerel

[kBq] = 1.000 Bq = 10 E3 Bq

[MBq] = 1.000.000 Bq = 10 E6 Bq

[GBq] = 1.000.000.000 Bq = 10 E9 Bq

[TBq] = 1.000.000.000.000 Bq = 10 E12 Bq

1 Bq = 1 desintegración / segundo

Como el Bq es un unidad muy pequeña se suele utilizar

precedida por multiplicadores. Por ejemplo:

Es la unidad de la actividad:

Equivalencia de unidades de actividad

1 Ci = 37 GBq

En el pasado la unidad de la actividad era el Curie [Ci],pero hay casos en los que aún se utiliza. Es una unidad

mucho más grande que el Bq, y su equivalencia es:

En fuentes de baja actividad, generalmente conviene utilizarla precedida por los multiplicadores “mili”, “micro” o “nano”:

1 mCi = 37 MBq

1 uCi = 37 kBq

nCi = 37 Bq

Tasa de dosis

Es la dosis generada por unidad de tiempo:

Tasa de dosis = Dosis / Tiempo

Da idea de la velocidad del aumento de la dosis.

Algunas unidades, por ejemplo:

[uSv/h] [mSv/s] [Sv/s] [Gy/s] [Gy/h]

Por ejemplo, una tasa de dosis equivalente ambiental de 1 mSv/hora, implica que en una hora se producirá una dosis de 1 mSv y por

ejemplo en 5 horas produciría 5 mSv.

Constante gamma Es una constante característica de cada radioisótopo emisor gamma

que indica el valor de la tasa de dosis producida por una fuente puntual a un metro de distancia.

La constante gamma permite hacer cálculos de tasas de dosis rápidamente.

Algunas tablas dan los valores en unidades antiguas de exposición y actividad:

[] = [R . m2 / (h . Ci)]Para cálculos en unidades actuales utilizando [Bq] y [Sv/h], se debe realizar la conversión, sabiendo que un Roetgen equivale a 100 Sv.

[] = [mSv . m2 / (h . Bq)]

Cálculo de tasas de dosis usando

. A

d2Tasa de dosis =

Siendo:

• A la actividad de la fuente.

• d la distancia a la que se desea conocer la tasa de dosis.

Constantes de ciertos radionuclídos

Nucleído Vida media

Co-60 5.3 años 3.70 10-4

Kr-85 10.7 años 4.23 10-7

Cs-137 30.17 años 1.03 10-4

I-131 8 días 7.64 10-5

Estando expresada en: [ mSv. m2 / (h . MBq) ]

Herramientas de la radioprotección

DISTANCIA

TIEMPO

BLINDAJES

La protección radiológica cuenta con tres herramientas básicas:

El Tiempo como protección radiológica

Se basa al simple hecho de que la dosis es directamente proporcional al tiempo de exposición

a las radiaciones.

Por lo tanto, disminuyendo el tiempo de exposición de las personas, la dosis resultantes serán

proporcionalmente menor.

Por ejemplo:

Mitad de tiempo Mitad de dosis

La distancia como protección radiológica

Se basa en que la intensidad de la radiación disminuye con el cuadrado de la distancia, de acuerdo a la siguiente expresión:

I1 / I2 = X22 / X1

2

I2 = I1 . X12 / X2

2

Como la dosis es directamente proporcional a la intensidad, se pude reemplazar I por D para calcular las dosis o sus tasas estimadas en función de la distancia.

La distancia como protección radiológica

Mitad de distancia

Dosis cuatro veces mayor

Doble de distancia

Dosis cuatro veces menor

Principios de protección radiológica

Justificación de las prácticas

Optimización

Limitación de dosis

La protección radiológica se basa en tres principios básicos:

Justificación de las prácticas

El uso de las radiaciones ionizantes debe ser tal que el beneficio que aportan lo justifique.

Siempre que sea posible, las radiaciones ionizantes deberían ser reemplazadas por otros métodos que brinden los mismos beneficios, sin

hacer uso de ellas.

Optimización

Las dosis a las personas deben ser “tan bajas como razonablemente sean posibles”.

Principio ALARA:“As Low As Reasonably Available”

Deben analizarse todas las mejoras posibles tendientes a disminuir los riesgos radiológicos, en

función de los costos implicados.

Limitación de dosis

Más allá de la optimización, se imponen límites de dosis a las personas, de modo que el riesgo radiológico se enmarque dentro de valores

asemejables a los de otros tipos de actividades realizadas por el ser humano.

Los límites no deben ser considerados como líneas divisorias entre seguridad y peligro.

Limitación de dosis

Dosis/Aplicación Laboral Público

Efectiva 20 mSv/año (*) 1 mSv/año (**)

Equivalente en cristalino 150 mSv/año 15 mSv/año

Equivalente en piel, pies y manos 500 mSv/año 50 mSv/año

(*) Promediado durante 5 años, siempre que en un año no se exceda de 50 mSv.(**) Promediado en 5 años.

ASPECTOS DE LA SEGURIDAD

Característica del fabricante

Presencia y actitud del responsable

Implementar todas las herramientas que consideren necesarias

OTROS ASPECTOS DE SEGURIDAD

capacitación del personal

Mantenimiento

Monitores de seguridad

Medidor de Radiación

registros

EMERGENCIAS• Procedimiento de emergencia – plan de contingencia

FACTORES QUE CONTRIBUYEN A LOS ACCIDENTES

• Fallo en el uso de medidores de radiación

• Fallo del equipo

• Poco o ningún entrenamiento

• No se siguen los procedimientos de seguridad

• Programa de seguridad inadecuado o ausente

Acciones para encarar la mitigación• Dirigida por el responsable

• Realizar todo lo que este a su alcance para retomar el control de la situación

• La presencia del elemento radiactivo no es impedimento para salvar vidas o combatir fuego, etc.

• Delimitar la zona del accidente

• Evaluar el estado de las fuentes

• Accidente con o sin emisión de material radiactivo en el ambiente ( posterior descontaminación )

•Dar aviso siempre a la ARN

Aspectos regulatoriosAUTORIDAD REGULATORIA NACIONAL

• Requisitos para utilizar fuentes de radiación- Manipulación de fuentes autorizada por la ARN- El titular de la instalación deberá designar un

responsable por la seguridad con permiso individual- Autorización de la practica- Poseer equipamiento para evitar y reducir riesgos- Autorización y permisos vigentes no transferibles- Capacitación y actualización a responsables- Notificación por falta de responsable o situaciones- Notificar cambios laborales y permitir y facilitar

inspecciones