oficiales radiog gamma

7/17/2019 Oficiales Radiog Gamma

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IPEN : Ciencia y tecnología para la competitividad Diapositiva 1

INSTITUTO PERUANO DE ENERGÍA NUCLEAR - IPEN

CURSO PARA OFICIALES DE PROTECCIÓNRADIOLÓGICA EN RADIOGRAFÍA

INDUSTRIAL

MSc. JORGE CONDORI CCARI

[email protected]




I.-

ASPECTOS GENERALES

• Revisión de radiactividad y radiaciones

• Interacción de la radiaciones

• Magnitudes de las radiaciones

• Efectos biológicos de las radiaciones

• Instrumentación para vigilancia radiológica.

Seguridad Radiológica en Radiografía yGammagrafía Industrial




La Materia : Átomo

LA MATERIA : - Partículas

- Moléculas

- Átomos

Núcleo

(partículas fuertemente unidas)

Protón (p+)

(partícula con carga positiva)

Electrón (e-) (partícula con carga negativa)

Neutrón (no) (partícula sin carga)

Átomo - Unidad básica en que puede

dividirse la materia




Está formado por protones y neutrones:

Masa de un nucleón: 1,6 10-27

kg(masa de un electrón : 9,1

10-31 kg)

NÚCLEO ATÓMICO




NUCLEO

NUCLEON

QUARK ELECTRON

n

p

Dimensiones Atómicas




Propiedades de las átomos

• El número de protones en el

núcleo es igual al número de

electrones que giran alrededor de

él.• El átomo es eléctricamente

neutro.

• El núcleo es un ente cargado

eléctricamente produciendo en

sus inmediaciones un campo

eléctrico




El Núcleo

Casi toda la masa del átomo está en elnúcleo. Partículas muy pequeñas concarga negativa llamadas electrones describen órbitas alrededor del núcleo

El núcleo es una masa

fuertemente unida compuestade protones con carga positivay neutrones que no tienen carga




Número Atómico

Número Atómico (Z)• Basado en el número de protones

en el núcleo

• Los Protones identifican elelemento y determinan suspropiedades químicas

Átomo más simple -

Número Atómico = 1

Hidrógeno Z = 1 Helio Z = 2 Carbono Z = 6




La siguiente es una convención usada para

simplificar la referencia a cada isótopo.

A

Z

X

donde “X” es el símbolo químico, “A” el númeromásico y “Z” es el número de protones (número

atómico). El hidrógeno, deuterio y tritio sonrepresentados como:

1

1H

2

1H

3

1H

El subíndice a veces es omitido ya que el símbolo químico da la misma información

Otro tipo de notación: H-3, Co-60, U-238

Nomenclatura




El Átomo de Hidrógeno

•El ATOMO más sencillo posible está formadopor un solo protón en el núcleo rodeado por unelectrón.

• Las cargas de estas dos partículas se anulan

mutuamente y el átomo en su conjunto esneutro

Átomo de Hidrógeno




Números Atómicos de Algunos Elementos

Nombre Símbo lo Z

Hidrógeno H 1

Helio He 2

Cobalto Co 27

Yodo I 53

Uranio U 92

Plutonio Pu 94

http://f/CSEN-%20%20RADIATION%20SAFETY%20-2013/Seg%20Radiog%20Ind-%20Operadores%20-2013/Energ%C3%ADa,%20N%C3%BAleo%20y%20Materia.wmv




Tabla Periódica




Isótopos

• Átomos con el mismo número de protones perodiferente número de neutrones.

• El número total de partículas en el núcleo determina elnúmero de Masa Atómica (A)

Hidrógeno, deuterio y tritio todos tienen el mismo númeroatómico Z: Sus propiedades químicas son las mismas,pero sus números másicos son diferentes.

Hidrógeno Deuterio Tritio




El núcleo atómico

• Los núcleos atómicos pueden ser:• NÚCLEOS ESTABLES, no tienen la capacidad de emitir radiación.

• NÚCLEOS INESTABLES, emiten energía en forma de radiación .

Hidrógeno (H-1)Estable

Deuterio (H-2)Estable

Tritio (H-3)Inestable y radiactivo

Los isótopos de varios elementos inestables son llamadosradionucleidos




Elementos e Isótopos

Tabla Periódica Carta de Nucleideos

Media-vida1 – 10 dias

10-100 dias




Radioactividad

alfa () emisión de partícula

beta () : emisión de partícula (-), pósitron (+)y captura electrónica (ec)

gamma () decaimiento con conversión interna

Definición

Cámbio espontáneo en el estado del núcleo seguido deliberación de energía.

Tipos Principales:




Desintegración radiactiva

• Es el proceso físico asociado a los núcleos inestables por medio

del cual éstos emiten en el tiempo radiación

,

,

…

• Los núcleos inestables pueden ser naturales o artificiales.

• La rapidez con que un núcleo inestable se desintegra en el tiempo

estará caracterizado por la constante de desintegración.

• Cuando un núcleo inestable se desintegra, este puede cambiar de

identidad.




Actividad InicialA o

A(t) = dN/dt = - N(t)

A(t) = A o e-t

A(t) : Número de radionucleidos

que decaen por unidad de tiempo

: Es la constante de decaimiento

=

Desintegración radiactiva




Actividad

Definición – Razón de decaimiento radioactivo en una muestra.

Desintegraciones nucleares por segundo.

Unidades de Actividad

2.22E+03.7E-21E-12 pCipicocurie

2.22E+33.7E+11E-9nCinanocurie

2.22E+63.7E+41E-6mCi microcurie

2.22E+93.7E+71E-3mCimilicurie

2.22E+123.7E+101Cicurie

dpmdpsCurieSímboloUnidad

Rango de actividad usual




Actividad

• Una fuente radiactiva es más activa cuando más material radiactivocontiene.

• Cuanto más activa es una fuente, entonces:

• emite más radiación y por tanto las tasa de dosis serán elevadas,

• puede producir daños severos.

• Las exigencias de blindaje y seguridad física también serán

mayores.

• El personal ocupacionalmente expuesto que trabaja con fuentes muyactivas deben tener sólidos conceptos de seguridad radiológica




Unidad Internacional de Actividad

Becquerel (Bq)

1,00 Bq = 1 dps

60,00 Bq = 1 dpm

1,00 Ci = 3,7 x 1010 Bq

1 mCi 37 kBq

1 mCi 37 MBq

1 Ci 37 GBq

100 Ci 3.7 TBq

1 kBq 27 nCi

1 MBq27 mCi

1 GBq 27 mCi

1 TBq 27 Ci




VIDA MEDIA(T1/2)

• Tiempo requerido para que la muestra radioactiva pierda 50 % de

su actividad por decaimiento.• Cada radionucleido tiene su vida media característica.

Ao = actividad original (tiempo cero)

= 0,693/ vida media del nucleido

D

t =tiempo pasado entre la primera

medición y la postrera

A =A0e-(Dt)

0 30 60 90 120 150

0

5

10

15

20 25

30

Decaimiento de una fuente de137Cs

A c t i v i d a d ,

C i

Tiempo, AñosT1/2

La actividad está relacionada a la vida

media según la expresión:




Decaimientodel Ir-192 ydel Ir-194




Decaimiento

del Iridio-192




Ejercicios

El día de hoy, la actividad de una fuente de Ir-192 es de 100 Ci,

entonces determinar:

a) La actividad en Bq.b) La actividad de la fuente 100 días después.

c) La actividad de la fuente después de 4 periodos de

semidesintegración.

d) La actividad de la fuente radiactiva después de 2 periodos

de semidesintegración.




ESQUEMAS DE DESINTEGRACION

18 keV

3H

-

3He

12,6 años1,39 MeV

-

40Ca

40K1,28 x 109 años

C.E.

40 Ar

1,46MeV




DESINTEGRACION RADIACTIVA

Forma general Ejemplo

Y4 A

2ZX A

Z Po218

84Rn222

86

Y A 1Z

X AZ

Ba137

56Cs137

55

Y A

1Z

X A

Z

Ne22

10

Na22

11

Y A 1-Z

X AZ

-eC.E. V5123

-eCr 5124




Decaimiento

+

+

+

+

+

+

+

+

+

4He Núcleo emitido del

Núcleo Padre

Tiene energía discreta que puede ser medida y relacionada con

el núcleo padre.Razón P/N pequeña.

238U 4He + 234Th

Radioactivo

+2

Th 234 U 238




CADENA DEL URANIO - 238

Th 234

24,1 d

Ra 226

1600 aRn 222

3,8 d

At 218

2 s

Bi 214

19,8 m

Tl 210

1,3 m

Po 210

138,4 d

Tl 206

4,3 m

Pb 206

U 238 4,5x109 años

Pa 234

6,7 h

2,4 x105

años

U 234

Po 218

3 m

Pb 211

36,1 m

8 x 104 años

Th 230

Po 214

162 ms

Pb 210

22 años

Hg 206

8,1 m

Bi 210

5 días




Ex-espía Ruso Alexander Litvinenko

Polonio-210

Polonio 210




Polonio-210

• Existe naturalmente como

miembro de la serie dedecaimiento del 238U

• Artificialmente producido enreactores:

• Período semidesintegración:138.38 días

• Actividad específica: 4.49 x 103

Ci/g; 0.262 R/hr/g

• Decaimiento biológico: 20 días

5.01d

Enfermedad contraída: 01/11/2006

Muerte: 23/11/2006

¿Cuánto Po-210 fue usado?

2.56 ug




CADENA DEL TORIO - 232

Ra 228

5,7 a

Th 228

1,9 a

Ac 228

6,1 h

Ra 224

3,6 d

Rn 220

55,6 s

Po 216

0,1 s

Pb 212

10,6 h

Bi 212

60,6 m

Po 212

0,3 ms

Tl 208

3,1 m

Pb 208

1,4x1010 años

Th 232




CADENA DEL URANIO - 235

U 235 7x108

años

Th 231

22,3 m

Pa 231

3,3 104 años

Th 227

18,7 d

Ac 227

22 años

Fr 223

21,8 m

At 219

0,9 m

Bi 215

7,4 m

Ra 223

11,4 d

Rn 219

3,9 s

Po 215

1,8 ms

Pb 211

36,1 m

At 215

0,1 ms

Bi 211

2,2 m

Po 211

0,5 s

Tl 207

4,8 m

Pb 207




Radiación Alfa

• No es muy penetrante , y no es capaz de atravesar una hoja depapel

• No es un riesgo significativo de exposición externa

• Es difícil de detectar debido a su bajo poder de penetración




Decaimiento

+

+

+

+

+

+

+

+

+

Exceso de protones o neutrones

Cámbia un protón

en neutrón

Liberando carga +

Cámbia un neutrón

en protón

Liberando carga -

+

-

neutrino

(beta)

(positron)

Rango de Energía Contínuo

Energía compartida porlas tres partículas

anti-neutrino




Radiación Beta

• Es más penetrante que alfa, pero puede blindarse con láminas

delgadas de metal

• Es un riesgo de exposición externa al cristalino del ojo y a la

piel

• Es un riesgo de exposición in terna

• El grado de detección depende de la energía de las partículas

beta

D i i




Decaimiento • Emisión de fotón del núcleo

• Generalmente ocurre después de emisiones o cuando el núcleosigue en un estado excitado

• Tiene energías discretas

• La medición de la energía del fotón identifica el nucleido padre

+

+

+

+

+

+

+

+

+

-

neutrino

Fotón Gamma

+2




Ondas - Características




Ondas - Propiedades

Todas las ondas electromagnéticas poseen

Energía (E), Longitud de onda () y Frecuencia ()

Que se relacionan entre si de la siguiente manera:

chch E

Donde h = 6,67 x 10-34 Js

C = 3 x 108 m/s

operando las constantes: 239,1

E

Donde E esta en keV y en nm

El E t El t éti




El Espectro Electromagnético

El E t El t éti




El Espectro Electromagnético

Radiación Electromagnética

http://f/CSEN-%20%20RADIATION%20SAFETY%20-2013/Seg%20Radiog%20Ind-%20Operadores%20-2013/LA%20LUZ%20Y%20EL%20ESPECTRO%20ELECTROMAGN%C3%89TICO%20(EA).wmv




Radiación Electromagnética

• Ondas electromagnéticas que transportan energía y están compuestos

por campos eléctrico y magnético en fase y con planos de propagación

perpendiculares.

• La velocidad de propagación en el vacío es de 3 x 108 m/s

• No tiene masa ni carga pero es extremamente penetrante

• Tienen mayor poder de penetración mientras más energéticas sean

• Blindada por material pesado o de alta densidad como hormigón, acero

y plomo

• Es un riesgo de exposición externa e interna

• Se detecta fácilmente a niveles muy bajos (con uso de Contador Geiger

Müller)




Captura Electrónica

rayo-X

rayo-X

Cámbio de protón en neutrón

Fisión




Fisión

La Fisión ocurre cuando un núcleo pesado se divide enforma espontánea (fisión espontánea).

Ej.:U-235 o Pu-239.

La fisión también

podría ser inducida

por neutronesque colisionan con

un núcleo

P d ió d R X t í ti




Producción de R-X característicos

• Interacción de un electrón incidentecon un electrón del blanco,

produciendo su ionización.

• Transición de electrones en el

blanco, desde capas externas a

internas, produciéndose la emisión

de fotones con energías biendefinidas. Estos son los Rayos X

característicos.




• Interacción de un electrón incidente

con un núcleo del blanco,

produciendo la des aceleración del

electrón

• Emisión de fotones de Rayos X con

una energía igual a la energía

cinética perdida por el electrón,

conocido como rayos de frenado(Bremsstrahlung)

Producción de R-X de frenado

• Energía máxima del fotón de Rayos X = Energía cinética del electrón




• Los Rayos X son radiaciones electromagnéticas ionizantes con

energías superiores a los 100 eV

• Su producción se basa en la interacción de una partícula cargada

(electrón) con electrones y/o núcleos de los átomos de un material

(blanco).

Electrones

acelerados

Rayos X

Aplicaciones múltiples


R X d f d B t hl

http://f/CSEN-%20%20RADIATION%20SAFETY%20-2013/Seg%20Radiog%20Ind-%20Operadores%20-2013/Producci%C3%B3n%20de%20rayos%20X.wmv

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Rayos X de frenado o Bremsstrahlung

Espectro de Rayos X




ESPECTRO DE RAYOS X

0.0E+00

2.0E+06

4.0E+06

6.0E+06

8.0E+06

1.0E+07

0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110

ENERGIA (keV)

F

L U E N C I A D E F O T O N E

S ( c m

- 2 )

ATENUADO

NO ATENUADO

Espectro de Rayos X

• Discreto y característico

• Continuo o de frenado, las

energías de los fotones

pueden abarcar desde cero

hasta el valor máximo

determinado por la máxima

energía de los proyectiles




Interacción de la radiación con la materia

-dI = m l d x

I = I0 e- m x

I0

x

Efecto

fotoeléctricoEfecto

Compton

Efecto de

formación de pares

m t s k

Ionización




Ionización…

…ocurre cuando una partícula de radiación cargada o un rayogamma retira un electrón de un átomo eléctricamente neutro. El

átomo con carga eléctrica positiva se llama Ion.

Los neutrones primero tienen que crear partículas cargadas por

reacciones nucleares, que a su vez, causan la ionización.

Ionización




Ionización…

…permite a la radiación ser detectada

…permite a la radiación ser blindada

…pero causa daños físicos en el cuerpo humano que conlleva a

efectos biológicos por la exposición radiológica




N

Fotón incidente

E : 0.01 - 0.5 MeV

e- Fotoelectrón

Efecto fotoeléctrico

h

> E.F ----> Z

Efecto Compton




N

Fotón incidente

E : 0.05 - 15 MeV

Efecto Compton

e-

Electrón

Compton

Fotón dispersadoh h’

E.C. --- independiente de Z




N

Fotón incidente

E : > 1.022 MeV

e-

Producción de pares

h

e+

Electrón

Positrón

> P.P --- > Z , > E

ZONAS DE PREPONDERANCIA DE CADA EFECTO




ZONAS DE PREPONDERANCIA DE CADA EFECTO

0

20

40

60

80

100

120

0,01 0,1 1 10 100

Energía (MeV)

Númeroatómico

Fotoeléctrico

Compton

Formaciónde pares




Tipos de Radiación – Revisión

No Ionizante • Calor• Luz• Ondas de radio

Ionizante• Alfa• Beta• Gamma y Rayos

X• Neutrones

La radiación ionizante atraviesa lamateria y podrían causar quealgunos de sus átomos sevuelvan cargados eléctricamente…o ionizados.




ESPECTRO DE LAS RADIACIONES

RADIOISOTOPOS




RADIOISOTOPOS

tiempo59Co 59Co

tiempo60Co 60Ni

Isótopo estable

Radio isótopo

Partícula betaRadiación gamma

ATENUACION DE LAS RADIACIONES




Radiación Versus Contaminación Radioactiva

Radiación son partículas u ondas de energía emitidas porátomos inestables.

Contaminación Radioactiva es material radioactivo usualmenteen un lugar en el que no se desea.

Usos del Material Radiactivo




Usos del Material Radiactivo

Energía NuclearIndustria y Agricultura

Medicina e

Investigación

Reactor de agua presurizada




Reactor de agua presurizada



IPEN : Ciencia y tecnología para la competitividadDiapositiva 66

Fuentes Naturales de Radiación

Radiación cósmica

Corteza terrestre

Radón Alimentos y bebidas

• agua

• de suelos dentro de lacadena alimenticia

• cuerpo humano




Unidades de Dosimetría

de lasRadiaciones

Promedio de Dosis de Radiación de Fondo Globales




Individuales (mSv/año)

Cósmico

0.39

Terrestre

0.46

InternaK-40, C-14

0.23

Radón

1.3

Médico

0.3Precipitaciones radiactivas

0.007

Ocupacional0.002

Liberaciones

0.001

Productos

0.0005TOTAL = 2.69Fuente:

UNSCEAR

Exposición (X):




Exposición (X):

La cantidad de cargas del mismo signo producidas en el

aire, cuando todos los electrones liberados por losfotones en un elemento de volumen de aire, soncomplementamente absorbidos en este medio

Interacción con el aire en elrango hasta 3 MeV

Sistema International (SI) : Coulomb/kilogram (C/kg)

Tradicional: Röentgen ( R ) 1 R = 2,58x10-4 C/kg

Radiación al Cuerpo




Radiación al Cuerpo

Cuando la radiación llegaal cuerpo deposita su

energía

ENERGÍA ABSORBIDA

es una medida de cuántaenergía es depositada

Dosis Absorbida (D)




Dosis Absorbida (D)

• Cantidad: dosis absorbida(D)

• Unidad = gray (Gy) ;(1 joule por kilogramo)

• (Algunos países todavía

usan el rad (= 0.01 Gy))D

Efecto Biológico y Tipo de Radiación




Efecto Biológico y Tipo de Radiación

• Problema:El efecto biológico de una dosis absorbida dadadepende del tipo de radiación que ha depositado suenergía. Entonces, ¿Cómo considerar lacombinación de los efectos de diferentes tipos deradiación?

• Solución:Multiplicar la dosis absorbida de cada tipo de

radiación ionizante por un FACTOR PONDERADODE RADIACIÓN (WR) para encontrar las DOSISEQUIVALENTES y después sumarlas

Dosis Equivalente (H)




Dosis Equivalente (H)

• Cantidad: la Dosis Equivalente tiene en cuenta los tiposdiferentes de radiación

ionizante• Símbolo H• Unidad = Sievert (Sv)

• Algunos países todavía usanel rem (= 0.01 Sv)

HH = ∑ w

R

D




Factores de Ponderación de la Radiación (W

R

)

Tipo y Rango de Energía WR

Fotones 1

Electrones 1

Neutrones <10 keV 510 keV a 100 keV 10

>100 keV a 2 MeV 20

>2 MeV a 20 MeV 10>20 MeV 5

Partículas Alfa 20

Usar Factor de Ponderación de la Radiación W




R

• Ejemplo:Un tejido absorbe 2 mGy de radiación

gamma y 1 mGy de radiación alfa.¿Cuál es su dosis equivalente?

H = ∑ WRD

• Solución:(2 mGy x 1) + (1 mGy x 20) = 22 mSv

Riesgo de Cáncer y Tipo de Tejido




Factor de Ponderación del Tejido (W

T

)

• Problema:El riesgo de cáncer de una dosis equivalente dadadepende del tejido que recibe la dosis. Entonces

¿Cómo considerar la combinación de los efectos adiferentes tejidos?

• Solución:

Multiplicar la dosis equivalente a cada tejido por unFACTOR DE PONDERACIÓN DEL TEJIDO (WT) para encontrar las DOSIS EFECTIVAS y despuéssumarlas

Dosis Efectiva (E)




( )

• Cantidad: la dosis efectiva

tiene en cuenta la

radiosensibilidad de diferentes

tejidos u órganos o

• Símbolo E

Unidad (SI) = Sievert (Sv)

E E = ∑ WTH

Factores de Ponderación del Tejido




Gónadas 0.20

Médula ósea (roja) 0.12

Colon 0.12

Pulmón 0.12

Estómago 0.12Vejiga 0.05

Mama 0.05

Hígado 0.05

Esófago 0.05

Tiroides 0.05Piel 0.01

Superficies óseas 0.01

Restantes órg. o tej. 0.05

Tejido WT

Factores dePonderación

del Tejido

WT

Factores de ponderación de tejidos , WT

ICRP 2007




Órgano / Tejido Número de

tejidos

WT Contribució

n totalPulmón, estómago, colon, médulaósea, mama, (resto de tejidos (*))

6 0.12 0.72

Gónadas 1 0.08 0.08

Tiroides, esófago, vejiga, hígado 4 0.04 0.16

Superficie ósea, piel, cerebro,glándulas salivales

4 0.01 0.04

(*)Resto de tejidos (14 en total, 13 en cada sexo) son: glándulas suprarrenales, tejidoextratorácica, vesícula, corazón, riñones, ganglios linfáticos, músculo, mucosa oral, páncreas,

próstata (M) intestino delgado, bazo, timo, útero / cuello uterino (F)




Usando los Factores de Ponderación del Tejido W

T

• Problema:El pulmón recibe una dosis equivalente H de 3mSv y la tiroides recibe una dosis equivalente

H de 6 mSv. ¿Cuál es la dosis efectiva queesta persona ha recibido?

E = ∑ WTH

• Solución:

( 3 mSv x 0.12 ) + ( 6 mSv x 0.04 ) =0.36 + 0.24 = 0.6 mSv

MAGNITUDES Y UNIDADES




Emisión

Factor de Peso de la

Radiación

w R

Factor de Peso del

Tejido

w T

FUENTE

dentro

o fueradel cuerpo

Dosis

Efectiva

E( Sv)

Dosis

Equivalente

H

T

(Sv) ÓRGANOS ÓRGANOS

D T ( (Gy)

Dosis

Absorbida

DOSIS : DEFINICIONES




EXPOSICIÓN : Cantidad de cargas de un mismo signo,

producidas por la radiación, en una masa de aire, dividida entre lamasa de ese volumen. Unidad especial : Roentgen

DOSIS ABSORBIDA : Es la energía promedio absorbida poruna masa de materia. Unidad : Gray (Gy)

DOSIS EQUIVALENTE : Dosis absorbida en un órgano otejido multiplicada por el correspondiente factor deponderación de la radiación. Unidad : Sievert (Sv)

DOSIS EFECTIVA: Se define como la suma ponderada de lasdosis equivalentes recibidas en los distintos tejidos. Unidad :Sievert (Sv)

Recuerde: Terminología de Dosis para un




Programa de Protección Radiológica

Dosis Absorbida

Dosis Equivalente

Dosis Efectiva

Unidad = Gray (Gy)

Unidad = Sievert(Sv)

H E

Unidad = Sievert(Sv)

D

RADIACIÓN IONIZANTE





DAÑO CELULAR

MECANISMOS DE REPARACIÓN

REPARACIÓN ADECUADA REPARACIÓN INADECUADA

CELULA VIABLE

SIN MODIFICAR MUERTE

CELULAR

CELULA VIABLE

MODIFICADA

CELULA

SOMÁTICA

CELULA

GERMINAL

CANCEREFECTOS

GENÉTICOS

EFECTOS

ESTOCÁSTICOS

EFECTOS

DETERMINÍSTICOS

Factores a considerar en los Efectos Biológicos de




la Radiación Ionizante

• Cantidad de radiación ionizante

(Dosis)

• Tasa de dosis• Parte del cuerpo expuesta

• Características de la radiación

• Variabilidad biológica




Acción Indirecta Acción Directa

Radiación Radiación

ADN Daño Molecular

H 2O Ionización y Excitación

H + OH -

H •; OH •;

HO2•; H 2O2 Radicales libres y

Peróxido de Hidrógeno

Mutación

Reparación

Respuesta Biológica

Genética

Somática Muerte

Minutos a Decadas10-17 a 10-5 segundos

Los Efectos Estocásticos o Probabilísticos




NO TIENEN DOSIS UMBRAL.

NO HAY VALOR “SEGURO” DE DOSIS.

SE PUEDEN PRESENTAR DESPUÉS DE UN LARGO

PERÍODO DE LATENCIA (AÑOS O DÉCADAS).

SON EFECTOS ESTOCÁSTICOS:Cáncer radioinducido

Efectos genéticosEnvejecimiento prematuro

Efectos Estocásticos o Probabilísticos




0

20

40

60

80

100

120

0 0,2 0,4 0,6 0,8 1 DOSIS (Sv)

P R O B A B I L I D A D D E L E F E C T O

( % )

SU PROBABILIDAD DE OCURRENCIA ESTÁ EN FUNCIÓN DE LA DOSIS.

Efectos Determinísticos...




SU GRAVEDAD O SEVERIDAD ESTÁN EN FUNCIÓN DE LA

DOSIS.

HAY UN VALOR DE DOSIS (DOSIS UMBRAL) POR DEBAJODEL CUAL EL EFECTO NO SE PRODUCE.

SI HAY VALORES DE DOSIS SEGUROS PARA ESTOS EFECTOS.

SE PUEDEN PRESENTAR MUY RÁPIDO (PERÍODO DE LATENCIACORTO).

SON EFECTOS DETERMINÍSTICOS : LAS LESIONESRADIOINDUCIDAS EN PIEL, OJOS, GONADAS, MEDULAOSEA, TRACTO GASTRO INTESTINAL, SISTEMANERVIOSO CENTRAL, HUESOS, ETC.

Efectos Determinísticos...




0

0,2

0,4

0,6

0,8

1

1,2

0,1 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,7 0,8 0,9 1

DOSIS (Sv)

S E V E R I D A D D E L E F E C T O

EFECTOS DETERMINÍSTICOS




Lesiones Graves




Deficiencia en la seguridad de

la fuentePérdida de la fuente detectadaúnicamente seis horas despúes

Dosis estimada en la piel de 10 kGy a1cm.

Pierna derecha amputada

La esposa del trabajador y dos hijostambién fueron expuestos

Síndromes Agudos de la Radiación




*Pérdida de apetito *Sangrado de nariz

*Nausea *Sangradosubcutáneo

*Fatiga *Diarrea

*Anemia *Vómito

*Infección *Pérdida del pelo

*Muerte

Dosis Agudas a todo el cuerpo para efectos




deterministas

Gy

0.25 Efectos no discernibles

1.00 Cambios en sangre, ninguna enfermedad2.00 Enfermedad de radiación, no muerte

4.50 Muertes a 50% de las personas irradiadas

10.00 Muertes a 100% de personas irradiadas

Cálculos de exposición y dosis




Para estimar dosis :

H =

A x

d 2 A : GBq

: mSv . m2 /h .GBq

d : metros

H : Tasa de dosis en mSv/Hr

Constante de dosis




60Co 0,35

137 Cs 0,088

192 Ir 0,13

: mSv.m2 /h.GBq

175Se 0.232

EJEMPLO DE CÁLCULO




¿Cuál será a 5 m la tasa de dosis de 400 GBq de Iridio

192?

Tasa de dosis = (0.13 x 400 ) / 5

2

mSv.h

-1

= 2.08 mSv.h

-1




Medición de las

Radiaciones

Principio de la detección




• La detección y medición de las radiaciones ionizantes

se basa en su interacción con la materia,

principalmente en los fenómenos de ionización yexcitación.

• La radiación al incidir sobre el detector proporciona

una señal eléctrica: impulso de tensión

Funciones de la medición




• Indicar donde se requiere una mejor protección contra laradiación.

• Verificar la efectividad de los sistemas y los medios de

protección para la prevención de accidentes.

• Garantizar que los blindajes y medios de protección sean

suficientes y adecuados

DETECCION




Radiación

alfa

beta

neutrones

otras partículas

gamma

X

Detector

cámaraGM

proporcional

centelleador

semiconductor

Señal eléctr ica

corriente

pulsos

Instrum ento electrónico

CLASIFICACION




Interacc ión en gases Cámara de ionización

Geiger - Müller

Proporcionales

Interacc ión en sólido s Cristales de centelleo

I Na (Tl)

F Ca (Eu)

I Li (Eu)

Semiconductores

Ge - Li

Si - Li

hiperpuros

Interac c ión en líqu idos

Centelleo líquido

Detector gaseoso




+

+

+

+

D P

A

E1 Radiación E2

A: contenedor de gas. E

1

,

2

: electrodos positivo y negativo.

D: pantalla de lectura.P: Fuente de poder.

Contadores Geiger-Müller (G.M.)

http://f/CSEN-%20%20RADIATION%20SAFETY%20-2013/Seg%20Radiog%20Ind-%20Operadores%20-2013/TIPOS%20DE%20RADIA%C3%87%C3%83O%20PART%C3%8DCULA%20%20ALFA%20BETA%20E%20RADIA%C3%87%C3%83O%20GAMA.wmv




Contiene gas inerte a baja presión y trazas de gas orgánico o

halógeno (quenching gas).

La alta diferencia de V entre electrodos causa ionizacióncompleta a partir de una simple ionización primaria.

Los pulsos eléctricos son relacionados con la intensidad departículas e independientes de la energía absorbida en el

detector.

DETECTOR DE RADIACION




Detectores o monitores de radiación, determinan la tasade dosis o dosis equivalente. Son de Lectura directa

DETECTOR DE RADIACION; Características:




• Ser eficiente en la medición del tipo de radiación que se utilice

• Debe estar siempre en perfectas condiciones (operativas)

• Debe capaz de medir por lo menos, tasas de dosis de hasta 10 mSv/h

• Debe ser capaz de chequear el estado de la batería

• Debe ser sometido a mantenimiento de manera frecuente

• Debe ser sometido a calibración una vez al año o cada vez que se

realice mantenimiento o reparación del monitor; la calibración debe

efectuarse en un Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica(LSCD)

• Debe disponer de un sistema sonoro acorde a la tasa de dosis que mide

DETECTOR DE RADIACION; usos para:




• Definir las áreas de trabajo (controlada y supervisada) cuando seutilizan los equipos de radiografía

• Determinar la salida y retracción de la fuente de un equipogammagráfico

• Efectuar trabajos de mantenimiento a los proyectores /contenedores

•Dar indicios de posibles casos de emergencia

DETECTOR DE RADIACION




DETECTOR DE CENTELLEO




Radiaciones de fotones emitidos por una fuente de

24

Na en un detector NaI(Tl) 3 por 3 .




DETECTOR DE CENTELLEO




Info rmación entregada: pulso s

Radiación gamma

Radiación lumínica

Electrones

Multiplicaciónelectrónica

Pulsos

Dosímetros Personales




Ha varios tipos de dosímetros personales.

Estos deben ser apropiados para cada trabajo y se deben usar correctamente,

Dosímetro personales, mide la dosis recibida por el operador duranteun cierto intervalo de tiempo, pueden ser de lectura diferida o retardada

Dosímetros Personales




¡RECUERDE, los dosímetros no protegen, solo nosinforma cuanta radiación recibimos!

• La Norma PR.001.91 “Requisitos para la VigilanciaRadiológica Individual” recomienda que se usedosímetro individual en las siguientescircunstancias:

• En todo momento que se interactúe con los equiposde gammagrafía Industriales (mantenimiento,operación, transporte).

• Cuando se operen equipos de rayos X portátiles.

• Cuando se afronten situaciones indeseadas(emergencias)

Dosímetros termoluminiscentes




• Los cristales termoluminiscentes emiten luz cuando son

calentados después de haber sido expuestos a la radiación Ejm:

CaF2, LiF

• Determinados cristales responden cuantitativamente a rayos X,

beta, gamma, electrones y protones en un rango de algunos

miliGray hasta 103 Gy

TLD




TLD

TLD

Después de exposición se calienta para determinar la dosis.

Absorbe energía y luego la libera como luz.

Ventajas y Desventaja de los TLD




Son reutilizables• El uso puede ser anual sin mayores problemas

• Es independiente de la energía (

>100keV)

• A bajas tasas de dosis la respuesta es lineal

• No deja testigo de la dosis registrada porque la dosis se

pierde una vez leído el dosímetro

Dosímetros de película




• La radiación ionizante interacciona con una emulsión

fotográfica (cristales de haluro de plata) y se forma una

imagen latente por reducción de la plata y acción química del

revelado.• El ennegrecimiento de la película es directamente

proporcional a la energía depositada y a la radiación incidente

(dosis).

• Se utiliza en la vigilancia radiológica individual




AUTORADIOGRAFIA DE ALAMBRE DE Iridio-192




Ventajas de los dosímetros de película




• Constituyen un testigo permanente

• Discriminan distintos tipos de energías de

radiación

• Abarcan dosis desde pocos µGy hasta cerca

de cientos de Gy

Desventajas de los dosímetros de película




Se afectan por agentes físicos externos

• El proceso de revelado es engorroso, no resulta

práctico efectuarlo con periodicidad menor de un

mes

• La interpretación no es sencilla. Se puede

cometer serios errores si no se tiene buenosconocimientos y experiencia

Dosímetros InLight




Detector : Óxido de aluminio

El lecturador estimula al detector con la luz emitida por un

diodo, lo cual causa una luminiscencia proporcional a la

cantidad de exposición a la radiación.

El Dosímetro In Light




Apellidos y

Nombres delparticipanteCódigo permanentee intransferible del

participanteCódigo de 4 dígitos delcliente (hospital, clínica

…) donde labora el

participante

Tipo de dosímetro deacuerdo a las

radiaciones que sedesea controlar

Número delDosímetro

Periodo de Uso(mes, año)

{

Número Cardinal

Recordar:




• Es de uso personal, intransferible e institucional.

• Se debe utilizar en una sola instalación

• Usarlo a la altura del pecho

• No debe ser expuesto fuera del portadosímetro

• Utilizarlo durante el trabajo con radiaciones

• Guardarlo lejos de las radiaciones

• No debe exponerse al calor, humedad o presión

• Recambiarlo mensualmente.

• En caso de un reporte anormal ( > 2mSv), el titular debe presentar

un informe a la OTAN, explicando las posibles causas




Efecto Tipo de instrumento etector

eléctrico Cámara de ionización Gas

Contador proporcional Gas

Contador Geiger-Müller Gas

químico Película Emulsión fotográfica

Termoluminiscente Dosímetro TLD Cristal

Luminoso Contador de Centelleo Cristal




• Registros computarizados de dosis.

•Formatos adecuados para posibles análisis futuros. Todos

los datos deben mantenerse.




II.-

FUNDAMENTOS GENERALES

DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA

• Objetivo de la seguridad radiológica• Exposición externa.

• Cultura de seguridad

OBJETIVOS DE LA PROTECCIÓN

RADIOLÓGICA




• Proporcionar un adecuado

nivel de protección a las

personas sin limitar

indebidamente las

prácticas beneficiosas que

dan lugar a la exposición

a radiaciones ionizantes

"La seguridad del personal no es un lujo ni una opción.Es una necesidad y forma parte esencial del costode hacer nuestro trabajo"

Objetivos de la Protección Radiológica




• Evitar que ocurran efectos determinísticos, y

• Reducir al máximo la probabilidad de

aparición de efectos estocásticos




PRINCIPIOS DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

JUSTIFICACIÓN

OPTIMIZACION

LIMITACIÓN DEDOSIS

Justificación




Las prácticas deben

producir un beneficio

suficiente paracompensar los daños

por radiación que

pudieran causar

Optimización




La magnitud de la dosis

individual, el número de

personas expuestas, y la

probabilidad de sufrir

exposiciones, se reduzcan alvalor más bajo que pueda

razonablemente alcanzarse,

(ALARA), teniendo en

cuenta los factores

económicos y sociales

Límites de Dosis Individual




Límite deDosisEfectiva

Ocupacional

20 mSv por añocomo promedio en

un periodo de 5años, pero que noexceda 50 mSv en

cualquier año

Público

1mSv en un año

Límites Laborales de Dosis




Fuente de Radiación

Dosis de Cuerpo Intero < 20 mSv/ año

Límite de Exposición Laboral para Extremidades




Dosis de Extremidades

< 500 mSv/año

Límite de Dosis en el Cristalino




Dosis en el cristalino <150 mSv/año

Límite de Dosis




para Mujeres Embarazadas y Menores

Madres: Dosis Total< 2 mSv en la gestación

Menores 16 -18 años: Dosis < 6 m Sv/año

Riesgos Radiológicos




• RADIACION - partículas u ondaselectromagnéticas emitidas por el materialradiactivo.

• CONTAMINACION – presencia dematerial radiactivo en lugares donde no esdeseable

• Transitoria (no fija)• Fija




Ejemplos: Radiación versus Contaminación

Programa de Protección Radiológica Requisitos

Técnicos




• Seguridad física de fuentes

• Defensa en profundidad

• Buena práctica tecnológica

• Verificación de la seguridad

Medidas de Protección Radiológica




Exposición

externa

Contra la exposiciónexterna:

•Tiempo

•Distancia

•Blindaje




SISTEMAS DE PROTECCIÓN PARA LA RADIACIÓN

EXTERNA

DISTANCIA TIEMPO BLINDAJE

DISTANCIA




A mayor distancia,

menor

exposición

SISTEMA DE PROTECCION : DISTANCIA




Distancia




Los niveles de radiación decrecen inversamente a la

distancia al cuadrado.

Donde H = tasa de exposición en el punto 1 y 2 y

d = distancia desde la fuente hasta el punto 1 y 2

Punto 1 Punto 2

(mSv/h)(mSv/h)

Fuente

2

22

2

11

d H d H

d1

d2 H2

H1

EJEMPLO




Una tasa de dosis de 780 mGy.h-1 se mide a partir de 320 GBq de

Cobalto 60 . ¿ A qué distancia está situada la fuente?.Tasa de dosis = H = 0.78 mSv.h-1

m Distancia

m x

Distancia

mSv

x

H hd

12

78.0

320351.0

.

320351.0 1

.

2

Protección contra radiación externa : tiempo




A mayor tiempo,

mayor exposición

Tiempo




•La exposición total a la radiación de un individuo es

directamente proporcional al tiempo que él ha estado

expuesto a la fuente.

• “Por lo tanto, es prudente no usar más tiempo del

necesario cerca a la fuente de

radiación”

Protección contra radiación externa :Blindaje




A mayor blindaje,

menor

exposición

ATENUACION DE LAS RADIACIONES




ATENUACIÓN DE LA RADIACIÓN GAMMA EN LA

MATERIA




Xdx

Qo

Qu(X)

Qu(X) = Qo e-ux

Donde , u es el coeficiente de atenuación de la materia en cm-1

Do

D

VALORES DE COEFICIENTE DE ATENUACIÓN LINEAL "u"




Energía Aluminio Plomo Concreto Acero Uranio Ladrillo

(MeV) cm-1 cm-1 cm-1 cm-1 cm-1 cm-1

0,102 0,444 60,200 0,390 2,700 19,820 0,369

0,150 0,362 20,870 0,327 1,437 45,250 0,245

0,200 0,358 5,000 0,290 1,080 21,880 0,200

0,300 0,278 4,000 0,250 0,833 8,450 0,169

0,409 0,247 2,430 0,224 0,720 4,840 0,149

0,500 0,227 1,640 0,204 0,650 3,290 0,135

0,600 0,210 1,290 0,189 0,600 2,540 0,125

0,800 0,184 0,950 0,166 0,520 1,780 0,109

1,022 0,165 0,772 0,150 0,460 1,420 0,098

1,250 0,148 0,620 0,133 0,410 1,000 0,088

1,500 0,136 0,588 0,121 0,380 0,800 0,080

2,000 0,177 0,504

Nota: Los valorres de esta tabla pueden variar , de acuerdo a la bibliografía consultada.

Factor de transmisión

M i l A




0 D

Dk

x

Factor de transmisión

k

Ir-192

Co-60

Material : Acero

Atenuación de la radiación gamma




Atenuación de la radiación gamma




Capa Hemireductora




La capa hemireductora , es

el espesor de un

determinado material que

disminuye la radiación

incidente en la mitad de suintensidad original.

Puede determinarse por la

expresión:

μ

2lnCHR

Capa hemirreductora (CHR)




CHR , (HVL) Half Value Layer , depende de :

1. Energía de la radiación

2. Densidad del material

HVL para R-X de 100 kV es de 0.026 cmde Pb y 1.65 cm de hormigón.

HVL para R-X de 200 kV es de 0.043 cmde Pb y 2.59 cm de hormigón.

Capa hemirreductora (CHR)




Ejercicios




1. ¿ A qué distancia de una fuente de Ir-192 de 100 Ci, sin colimador , selimitaría el área controlada, el área supervisada y el área libre deacceso?

2. Operación Especial Planificada: En este tipo de operaciones, comoconsecuencia de una emergencia, la máxima dosis que puede recibir elimplicado es de 100 mSv. Considere una fuente radiactiva de Ir - 192de 100 Ci que ha caído a una zanja cubierta de agua y lodo y que debeser rescatada. Si las condiciones no permiten al rescatista acercarse auna distancia no más de 2 m de la fuente, ¿Cuál será el tiempomáximo que el rescatista dispondrá para dedicarse a recuperar lafuente?

3. Considerando las longitudes máximas típicas de los cables de control ydel tubo guía, ¿cuál será la tasa de dosis a la que se encuentra eloperador cuando emerge del contenedor una fuente de Ir-192 de 100Ci de actividad?

1 Diseño de un recinto de irradiación En el sótano de un edificio se desea

Ejercicios




1. Diseño de un recinto de irradiación. En el sótano de un edificio se deseaconstruir un recinto blindado para la manipulación de fuentes de Ir-192 de 100

Ci de actividad máxima, según el diagrama que se adjunta. Se desea calcularel espesor de los muros A y B (hormigón), sabiendo que los recintoscolindantes son zonas de libre acceso ( público). Asumir que la fuente estésiempre en el centro del recinto




III.- CARACTERÍSTICAS DE LOS

EQUIPOS RADIOGRÁFICOS

• Equipos de R-X

• Equipos de gammagrafía• Fuentes selladas de fuentes radiactivas

• Requisitos de seguridad del equipo




Ondas - Características




Ondas Electromagnéticas - Propiedades

Todas las ondas electromagnéticas poseen




g p

Energía (E), Longitud de onda (

) y Frecuencia (

)

Que se relacionan entre si de la siguiente manera:

chc

h E

Donde h = 6,67 x 10-34 Js

C = 3 x 108 m/s

operando las constantes:

239,1 E

Donde E esta en keV y en nm




Ondas Electromagnéticas - Propiedades




¿Qué es Radiografía Industrial?




• La radiografía industrial es un test no-destructivo paraexaminar la calidad de un componente o producto

• Es más frecuentemente utilizada en el control de

calidad de soldaduras y en la fabricación de componentes

industriales

• También son usados para testar diversos productos

industriales

RADIOGRAFIA INDUSTRIAL




FUENTE

OBJETO DELESTUDIO

RADIACIÓN

PELÍCULAFOTOGRÁFICA

EQUIPOS DE R-X




• Fuente generador de electrones libres

(cátodo)

• Movimiento de electrones a gran velocidad• Material adecuado contra el cual han de

chocar los electrones ( ánodo).

Esquema de la producción de Rayos X




Interacción de un electrón

Rayos X de frenado o Bremsstrahlung




Interacción de un electrónincidente con un núcleo delblanco, produciendo laaceleración del electrón

Emisión de fotones deRayos X con una energíaigual a la energía cinéticaperdida por el electrón,conocido como rayos defrenado (Bremsstrahlung)

Energía máxima del fotónde Rayos X = Energíacinética del electrón

Efecto en el haz de R-X debido a cambios decarga ( mAs)




Principios Básicos de la Operación




Tipos de Equipos de Radiografía Industrial

http://f/CSEN-%20%20RADIATION%20SAFETY%20-2013/Seg%20Radiog%20Ind-%20Operadores%20-2013/X%20Rays%20Work.wmv




Común • Aparatos de fuente

gamma• Rayos X direccional

• Rayos X panorámico• Crawlers de rayos X• Crawlers de gamma• Fuente de control

del Crawler

Poco Común • Betatrón• Acelerador lineal

(Linac)• Radiografía de neutrón• Aparatos torch• Radiografía en tiempo

real (fluoroscopia)

Radiografía IndustrialEquipos de Rayos X




COMPONENTESPRINCIPALES:

•TUBO DE RAYOS X

•PANEL DE CONTROL

•CABLES

Característica de equipos de R-X:

• Cumplir con la Norma IEC-204 o su equivalente




• Contar con un panel de control que:

- permita operarlo desde el exterior del recinto de irradiación en caso de instalaciones fijas- posea un rotulo con el símbolo de las radiaciones ionizantes

- posea un dispositivo de seguridad que impida su uso no autorizado o la realización deexposiciones en forma accidental

- tenga señales que indiquen que el equipo está preparado para el disparo y cuando estáemitiendo radiación

- tenga mandos para efectuar y detener la exposición así como el control del haz deradiaciones

-muestre los parámetros de operación del equipo como el kV, mA y el tiempo

• Los cables de mando del equipo deben poseer longitudes no menores a 20 m para equiposportátiles de hasta 300 kV. Esta longitud debe incrementarse conforme aumente la tensión deltubo

• La tasa de fuga de radiación del tubo de rayos X no debe exceder de 1 mGy/h a 1 m• El tubo de rayos X debe contar con soportes para asegurar que se mantenga en su posiciónmientras se efectúe la exposición

Radiografía IndustrialEquipos de Rayos X




Equipo de R-X industrial de 420 kV, 8 mA

TUBO DE IRRADIACION




EQUIPO DE RAYOS X




TUBOS ESPECIALES DE RAYOS X




EQUIPO DE RAYOS X TIPO CRAWLER

http://f/CSEN-%20%20RADIATION%20SAFETY%20-2013/Seg%20Radiog%20Ind-%20Operadores%20-2013/Radiografia%20Industrial.wmv




Ensayos No Destructivos (END)




Inspecciones de estructuras de metal yconcreto

fuente sellada de Ir-92,

0.4 – 1.8 GBq

RADIONUCLEIDO ENERGÍAS ESPESOR OPTIMO( MeV ) DEL ACERO ( mm )

http://f/CSEN-%20%20RADIATION%20SAFETY%20-2013/Seg%20Radiog%20Ind-%20Operadores%20-2013/RADIOGRAFIA%20INDUSTRIAL%20TOMADA%20CON%20RAYOS%20%20GAMA.wmv




( MeV ) DEL ACERO ( mm )

Cobalto 60 Altas (1.17 y 1.33) 50 - 150

Cesio - 137 Altas ( 0.662 ) 50 - 100

Iridio -192 Medias ( 0.2 - 1.4 ) 10 - 70

Iterbio - 169 Bajas ( 0.008 - 0.31 ) 2.5 - 15

Tulio - 170 Bajas ( 0.08 ) 2.5 - 12.5

Equipamiento de gammagrafía

Fuentes selladas:




Fuentes selladas:

• Diseñado, manufacturado y ensayado de acuerdo a las

normas :

• ISO 2919

• ISO 3999

• ISO 9978

Fuente de Co-60




Fuentes Radiactivas Selladas: Cs - 137




PROCESO DE PRODUCCIÓN DE FUENTES SELLADASDE IRIDIO-192

IRIDIO METÁLICO




IRRADIACIÓN ENREACTOR NUCLEAR

ENFRIAMIENTO DELBLANCO IRRADIADO POR 7

DÍAS

TRANSFERENCIA ARECINTOS BLINDADOS

...

IRIDIO-192 A CÁPSULAS DEACERO INOXIDABLE AISI 304




SELLADO DE FUENTERADIACTIVO POR PROCESO

TIG ( ISO 2919 )

CONTROL VISUAL (ISO 9978)

ENSAYO DE FROTIS ( ISO 9978)

ENSAYO DE INMERSIÓN (ISO 9978)

NO

NO

NO

TRANSFERENCIA DE PORTAFUENTEA CONTENEDOR TIPO B(U)

...




EMISIÓN DE CERTIFICADO DEPRODUCCIÓN Y CONTROL DE

CALIDAD ( ISO 1677 )

CONTROL DE SEGURIDAD Y PROTECCIÓNRADIOLÓGICA PARA TRANSPORTE

SEGURO

REMISIÓN AL CLIENTE

EL IRIDIO-192 ES PRODUCIDO EN UN REACTOR NUCLEAR DE ACUERDO A LA

Ó




SIGUIENTE REACCIÓN NUCLEAR:

77Ir191 + 0n1 77Ir192 + +

77Ir 193 +

0n1 77Ir

194 + +

192mIr 193mIr

REACCION NUCLEAR PARA LA PRODUCCIÓN DE IRIDIO-192




192Ir 191Ir

192Os 192Pt

193mIr

193Ir

A = 400 BARNS

0 = 540 BARNS

’ = 1500 BARNS

= SECCIÓN EFICAZ DE ACTIVACIÓN

Decaimiento del Iridio - 192




ABUNDANCIA ISOTÓPICA :

77Ir 191 37. 3 %

77Ir193

62.7 %

DENSIDAD : 22.4 g / cm3

PUNTO DE FUSIÓN : 2410

0

C

PUNTO DE EBULLICIÓN : 413O 0C

BLANCOS DE IRIDIO METÁLICO




REACTORNUCLEAR

RP-10

NÚCLEO DEL REACTOR NUCLEAR RP-10




RECINTO EN OPERACIÓN




SELLADO DE FUENTE - PROCESO TIG




CORDÓN DE SOLDADURA - TIG




METALOGRAFÍA DE LA UNIÓN SOLDADA - TIG




FUENTE SELLADA




CONTENEDOR TIPO B(U)- PORTAFUENTE

RECARGABLE




FUENTE SELLADA




FUENTE RADIACTIVA




.. FORMA DEL CANAL: S

CAPACIDAD (TBq): 3 7; 5 2

Tech-Ops OP-660




. CAPACIDAD (TBq): 3.7; 5.2

NUEVA SEÑAL DE PELIGRO DE RADIACION

Aprobada mediante la norma ISO 21482




Símbolo para complementar el actual símbolo de trébol, recomendadopor el OIEA , para fuentes selladas de categoría I, II y III

Equipamiento de radiografía

Contenedores




• Categoría I “Shuter Type”

• Fuente permanece fijo en el contenedor.

• Categoría II “Projection container”

• Fuente es proyectado del contenedor.

CLASIFICACIÓN DE EQUIPOS - GAMMAGRAFÍA




P - portátiles

M- móviles

F- fijos

Característica de contenedores - gammagrafía

1. Cumplir con la Norma ISO 3999

2 Tener visible la señal de radiaciones los datos del contenedor (marca modelo y número




2. Tener visible la señal de radiaciones, los datos del contenedor (marca, modelo y número

de serie) y la placa donde se indiquen los datos de la fuente que contiene (radioisótopo,actividad, fabricante, modelo, número de serie)

3. El acoplamiento entre la fuente y el cable de control debe ser diseñado de manera que seprevenga la desconexión de la fuente al moverse en el tubo guía

4. El equipo debe permitir guardar y trabar la fuente en posición blindada al ser devuelta aesta posición. Este sistema de seguridad deberá poder ser liberado solo mediante una

operación voluntaria realizada en el equipo.5. Las aberturas para la salida o retorno de la fuente deben poseer coberturas protectoras otapas de seguridad cuando se encuentren almacenados o sean transportados.

6. El telemando debe tener una longitud no menor de 7.5 m y el tubo guía una longitudmínima de 2 m

7. El tubo guía debe estar sellado en su extremo final para evitar la salida de la fuente

8. Los niveles de radiación en los equipos de gammagrafía y contenedores de recambio defuentes no deben exceder de 2 mSv/h en contacto y 0.1 mSv/h a 1 m

EQUIPAMIENTO PARA RADIOGRAFIA INDUSTRIAL

1. Una fuente adecuada almacenada en un contenedor apropiado.

2. Tubos guía, cables de telemando y otras herramientas de manipulación de la fuente




3. Colimadores, dispositivos para barreras4. Letreros y señales de advertencia

5. Trípodes

6. Monitores de radiación, dosímetros de lectura directa e indirecta y monitorespersonales de alarma.

7. Kit de emergencias: manipuladores a distancia (tenazas), contenedor de rescate,

granallas de plomo.

MODELOS DE IRRADIADORES DE IRÍDIO-192

radioisótopo: Irídio-192




OP-660 SPEC-2T

TELETRON SU50 e SU 100 NI-202

IRIDITRON 520

GAMMAMAT TI, TI-F e TI-FF

GI-35 e GI-100 SA

CATEGORÍA TIPO I - CLASE F




CATEGORÍA TIPO I - CLASE F




Recinto para Co-60




Recintopara Ir-192

Recintos fijos de irradiación - Radiografía




•

La construcción de los recintos permanentes reúne condiciones peculiares,teniendo en cuenta los elevados niveles de radiación y la circunstanciafrecuente de que las zonas vecinas puedan ser ocupadas por trabajadoresexpuestos (0.1 mSv/semana) o por personas del público (0.02

mSv/semana). Esta última condición requiere blindajes de suficienteespesor, generalmente concreto.

Monitores de área fijos




Dispositivos diseñados para producir una señal de alarma cuando la tasa de dosisrebasa un umbral establecido. Estos instrumentos se usan en instalacionesradiográficas permanentes. La lámpara verde indica un nivel de radiación inferior al

umbral establecido mientras que la lámpara roja indica un nivel superior al umbralestablecido.

CATEGORÍA II - CLASE P




CATEGORÍA II - CLASE M




CATEGORÍA

II -CLASE P





IRRADIADOR GAMMA PARA SELENIO-75




IRRADIADOR GAMMA PARA IRIDIO-192




IRRADIADOR GAMMA PARA COBALTO - 60




IRRADIADOR GAMMA PARA IRIDIO-192




ESQUEMA DE UN IRRADIADOR




EQUIPAMIENTO PARA RADIOGRAFIA INDUSTRIAL




EQUIPO CRAWLER




IV.- SEGURIDAD RADIOLÓGICA




OPERACIONAL

• Seguridad en el almacenamiento

• Uso del monitor de radiaciones, área de trabajo.

• Responsabilidades Organizacionales

• Normas generales en la operación de equipos

• Mantenimiento de equipos

• Transporte de equipos radiactivos

• Disposición de fuentes en desuso.

“Un experto es aquel que ya ha




cometido todos los erroresposibles en una materia muyconcreta...”

Niels Bohr - Físico

Danés, 1885-1962




Principales requerimientos




Monitoreo individual

Empleo de dosímetros y récord de dosis

Radiógrafos, asistentes y personal




•g y p

involucrado deben emplear dosímetros

personales.




Monitoreo de área

Propósitos:

• Evaluar las condiciones radiológicas.




• Delimitar áreas controladas y supervisadas.

• Verificar la clasificación de áreas controladas ysupervisadas.

• Empleo de monitores




7.5 uSv/h2.5 uSv/h

CLASIFICACIÓN DE ÁREAS




A. C. A. S. PÚBLICO

7.5 uSv/Hr 2.5 uSv/Hr




PRINCIPIO DE OPERACIÓN DE IRRADIADORES

PORTÁTILES Y PANORÁMICOS




SEGURIDAD DEFUENTES RADIACTIVAS

Consideraciones:

• Establecer controles físicos y procedimientos




administrativos para prevenir el daño, robo,pérdida , traslado no autorizado de fuentes

radiactivas.

Almacenamiento

• Lugar seguro, llave de seguridad sólo en poder del




radiógrafo autorizado.

• Proteger de daño mecánico y del medio ambiente.

• Lejos de materiales inflamables, corrosivos y

explosivos.

• Adecuado blindaje.

• Símbolo y aviso : “Peligro material radiactivo”

SISTEMA DE SEGURIDAD




GUÍA DE PROCEDIMIENTOSGAMMAGRAFÍA INDUSTRIAL

1.- Procedimientos autorizados




• Radiográfos capacitados

• Exámen médico

• Uso de dosímetros

• Trabajo en equipo

Licencia de Operación ( D.S. No. 039-2008-EM)

Vigencia: A7 - fijos y A8 - portátiles: 3 años

1. Solicitud dirigida al

OTAN

2. Información sobre:

1 t í ti d l I t l ió á ti




1. características de la Instalación o práctica

2. descripción de las fuentes de radiación, resultados de pruebas,

calibraciones y control de calidad de equipos y fuentes.

3. programa de garantía de calidad, medidas y sistemas de

seguridad y protección radiológica, medios y medidas deseguridad física.

4. organización, procedimientos y planes de emergencia, previsiones

para el cierre de la actividad o instalación, así como la relación

del personal con licencia individual.

3. Comprobante de depósito por derechos de licencia.

1. Solicitud dirigida al

OTAN.

2. Adjuntar:

Vigencia: Licencia Individual ( D.S. No. 039-2008-EM) Vigencia: A7 - fijos y A8 - portátiles: 3 años




1. Certificado médico incluyendo un análisis de sangre.

2. Formación básica y experiencia en el manejo de las fuentes

de radiación ionizante.

3. Capacitación en protección radiológica.

3. Certificado de aprobación de examen de protección radiológica

de la OTAN

4. Una foto tamaño carné

5. Comprobante de depósito por derechos de licencia.

2.- Contar con equipamiento




completo y operativo

• Equipo operativo y

completo.

• Conocer equipamiento.

• Mantenimiento

preventivo delequipamiento

PRUEBA DE FUGA




Periódicamentecada 12 meses Fuga : > 200 Bq

3.- Registrar mantenimientoR i l t b í




• Revisar los tubos guíay de extensión

• Revisar manivela

• Examinar y comprobar

el estado de los

componentes del

equipamiento.

3.- Registrar mantenimiento




4.-Preparar la toma de radiografía poradelantado




• Seleccionar ubicación

• Calcular actividad de lafuente

• Determinar direccióndel haz

• Determinar el área

controlada• Ubicar barreras

5.- Comunicar al responsable de la obra.




• Comunicar fecha y lugar de

trabajo en forma precisa.

• Llevar accesorios del equipo

y colocar barreras con

anticipación.

6.- Transporte seguro del equipo

C b l t d d l




• Comprobar el estado delequipo.

• Comprobar monitores de

radiación.

• Etiquetar adecuadamente

el equipo

7.- Instalar adecuadamente el equipo y




en forma segura • Colocar barreras y

avisos y señales de

advertencia.

• Instalar el equipo en

posición de operación.

8.- Equipo en operación - prueba

• Comprobar que la zona




• Comprobar que la zona

esté despejada.

• Emitir señal sonora

• Comprobar lademarcación del area

controlada : 7.5 uSv/H

• Usar medidor de dosis.

9.- Equipo en operación - fin de prueba

• Retornar fuente a




• Retornar fuente acontenedor

• Monitorear área , tubo

guía, comando...• En caso de conformidad,entonces se procede a laradiografía.

10.- Ejecución de radiografía




• Colocar película,identificadores, en posición deensayo.

• Exponer la fuente• Monitorear después de cadaexposición.

• Manipular y reubicar en forma

segura el tubo guía y elcolimador...

Ejecución de radiografía




11.- Durante la exposición permanecer




alerta. • Asegurar que la exposición sea

normal.

• En caso de emergencia retorne a

al puesto de control y retorne la

fuente al contenedor.

12.- En caso de fallas en el equipo...

• Mantener la calma y alejarse




• Mantener la calma y alejarse

de la barrera...

• Medir la dosis y reubicar la

barrera de ser necesario

• Poner en práctica el plan de

emergencias...





• Blindar punto crítico

• Retornar la fuente a

su contenedor.





• Utilizar telepinzas


• Retornar la fuente a




• Retornar la fuente asu contenedoremplean telepinzas.

• No manipular lafuente en formadirecta con la mano...

16.- Al finalizar la exposición.

• Monitorear el área y el




• Monitorear el área y el

equipo

• Desmontar el equipo

• Monitorear el equipo

• Asegurar la fuente dentro

de su contenedor.




TRANSPORTE DE EQUIPOS YFUENTES

Clases de Mercancías Peligrosas

Clase 1 Explosivos

Clase 6 Sustancias tóxicas

e




Clase 2 Gases

Clase 3 Líquidosinflamables

Clase 4 Sólidosinflamables

Clase 5 Sustancias

oxidantes yperóxidosorgánicos

einfecciosas

Clase 7 Materiales

radiactivosClase 8 Sustancias

corrosivas

Clase 9 Sustanciaspeligrosasvarias

Transporte de Mercancías Peligrosas

Fracción estimada

de todas las

Mercancías que son

Mercancías Peligrosas

Fracción estimada

de todas las

Mercancías Peligrosas

que son Radiactivas

http://f/CSEN-%20%20RADIATION%20SAFETY%20-2013/Seg%20Radiog%20Ind-%20Operadores%20-2013/Transport%20of%20Radioactive%20Materials.wmv




15%Carretera

Ferrocarril

Aéreo

Acuática

20%

3% - 4%

50%

<2%

<2%

<10%

<1%

Bultos - El embalaje con su contenido radiactivo como es

presentado para transporte

Embalaje El conjunto de componentes necesarios para alojar




Embalaje - El conjunto de componentes necesarios para alojar

completamente el contenido radiactivo

+ =

EMBALAJE BULTOCONTENIDORADIACTIVO

Índice de Transporte (IT)




TI = tasa de dosis máx a 1.0m (mSv/h)10

1 m

Etiqueta Blanca-I




< 5.0 mSv/h en la superficie

< 0.05 mSv/h a 1.0 m

TI = 0

Etiqueta Amarilla-II




< 500 mSv/h, > 5 mSv/h

en la superficie

< 10 mSv/h a 1.0 m

0 < TI < 1.0

Etiqueta Amarilla-III




> 500 mSv/h,< 2000mSv/h

en la superficie

> 10mSv/h, < 100mSv/h

a 1.0m

1.0 < TI < 10




Transporte de Fuentes Radiactivas

10 mmMINIMUM




Exhibir Rótulo del Número de UN (“UN”)




La normativa IATA exige una autorización. En estas circunstancias, la entidad operadora debe solicitar ala OTAN la respectiva AUTORIZACION DE TRANSPORTE.

La información que la entidad operadora debe proporcionar a la Autoridad Nacional es la siguiente:

Propietario : NNNN NNNNNResponsable del transporte : XXXX XXXX

Transporte de Fuentes Radiactivas




Cantidad de bultos : 01

Marca, Modelo de equipo : Sentinel, 880 Delta

No. serie del equipo : D8447

Radioisótopo : Ir -192

Actividad actual : 45 Ci

Marca (fabricante) de la fuente : QSA Global

Modelo de la fuente : 424-9

No. serie de la fuente : 24227B

Nivel de radiación en contacto* : 145.6 uSv/h

Nivel de radiación a 1 m* : 7.8 uSv/h

Tipo de bulto : B(U)

Origen :Destino :

Vía de Transporte : Aéreo

* Las mediciones deben efectuarse en contacto y a 1 m del bulto tal como se encuentra para el transporte

Registros:

Un equipo de gammagrafía industrial que contiene una

fuente de Ir-192 de 100 Ci está dentro de su embalaje listopara el transporte (bulto). La máxima tasa de dosis medida




jpara el transporte (bulto). La máxima tasa de dosis medidaen su superficie fue de 340 uSv/h y a 1 m de distancia fuede 28 uSv/h.

• a. ¿Cuál será la dosis recibida por un chofer que realice untransporte terrestre de 8 h si el bulto se encuentra a unadistancia de 2 m de él?

• b. Si se decidiera efectuar el transporte por vía aérea,¿Cuál sería el índice de transporte del bulto? ¿De qué

categoría es el bulto?

Residuos radiactivos

• Cuando la actividad de la

fuente es muy baja para lapráctica




práctica

• b. Cuando la entidadoperadora cesa susoperaciones

• c. Cuando se haya constatadodeterioro del equipo, fallasseveras en los

• mecanismos de seguridad

Disposición de Residuos radiactivos

• Reexportarlas

• al país de origen ogestionarlas en la planta de




gestionarlas en la planta degestión de desechosradiactivos exportarlas delIPEN en un plazo no mayor de

90 días, luego de declararlasen desuso, debiendoinformarse de esto a la entidad

reguladora.

V.- SEGURIDAD Y PREVENCIÓN DE

ACCIDENTES




• Registro de ingreso, utilización y almacenamiento

de equipos.

• Seguridad física de los equipos y fuentes.

• Entrenamiento y reentrenamiento del personal

Almacenar en forma segura el equipo.

• Transportar el equipo en




p q pforma segura .

• Registrar el ingreso a

almacén del equipo.• Mantener el depósito en

forma segura

permanentemente.

Registros:

Registrar contenedores y fuentes.

Registros movimientos , tasas de dosis y observaciones




Registro de entrada y salida de equipos

Registros: Inventario de equipos

Registro de equipos y fuentes




Registros: de operaciones

Registro de operaciones




Seguridad Física de las instalaciones y fuentes

• Medidas encaminadas a prevenir el acceso no autorizado o el daño afuentes radiactivas, la pérdida, robo o traslado no autorizado de esasfuentes. El diseño de estas medidas debe considerar las amenazas

existentes en los distintos escenarios donde se encuentren las fuentesradiactivas: durante la operación el almacenamiento y transporte




radiactivas: durante la operación, el almacenamiento y transporte.

• Los proyectores deberán estar siempre bajo vigilancia.

• Las llaves del recinto de almacenamiento deben mantenerse en unlugar seguro y bajo control directo de un responsable específicamente

designado.• Debe efectuarse un inventario mensual de los proyectores y fuentes

radiactivas, manteniendo actualizado el registro de los mismos.

• El transporte de proyectores y fuentes radiactivas debe considerar laposibilidad de robo o sabotaje de los mismos y prever medidas para suprotección

Chequeo de un monitor de radiaciones

Registrar tasa de dosis de dosis de acuerdo a laactividad que contiene el contenedor.




Defensa en Profundidad

Definida en NBSI como “las aplicaciones de más

d b t t li l




de una barrera protectora para cumplir con el

objetivo de la seguridad de modo que la falla en

una sea compensada o corregida con la barrera

protectora siguiente.”

Gammagrafía Ind: F t

Defensa en Profundidad

Por ejemplo




g•Fuente

•Contenedor

Blindado•Area de trabajo

•Area Controlada

•Departamento

• A. Industrial

Por ejemplo...

Cultura de la Seguridad

Definida en las NBSI (SS No. 115) como

“conjunto de características y actitudes en




j y

las entidades y los individuos que hace que,

con carácter de máxima prioridad, las

cuestiones de protección y seguridad

reciban la atención que requiere su

importancia.”


• Todas las tareas importantes de la

seguridad deben ser ejecutadas




g jcorrectamente, con el debido rigor y el

completo conocimiento, la decisión segura

y un adecuado sentido del deber.

• Abarca actitudes y hábitos personales

reflexivos, así como políticas y prioridadesorganizativas.

CONOCIMIENTO





HABITOS

ACTITUDES


• La dirección debe proporcionar el ambiente, la

capacitación y las provisiones necesarias,

para mantener y ejerci tar las aptitudes del




p y j p

personal.

• Libertad para discutir el trabajo de otros, en

un espíritu de buena voluntad, muchas veces

identificando accidentes potenciales antes de

que ellos ocurran.

Capacitación del personal:

Programa de capacitación con fuentes agotadas : 0.5 – 1 Ci:

• Revisión de procedimientos en:

• Recambio de fuentesDelimitación de áreas: Controlada y Supervisada




• Delimitación de áreas: Controlada y Supervisada

• Realización de exposiciones

• Preparación de contenedor para el transporte

• Realización de simulacros

• Recuperación de una fuente de Ir-192.

• Análisis de accidentes.

• Educación continuada en seguridad radiológica

Cultura de prevención

“El construir una cultura de prevención no es fácil.

Si bien los costos de la prevención deben pagarse en elpresente, sus beneficios se hallan en el futuro distante.




presente, sus beneficios se hallan en el futuro distante.

Además los beneficios no son tangibles; son los desastresque no ocurrieron”.

Kofi Annan - Ex-Secretario General de las Naciones Unidas.

TRABAJO ENEQUIPO

Y

http://f/CSEN-%20%20RADIATION%20SAFETY%20-2013/Seg%20Radiog%20Ind-%20Operadores%20-2013/Trabajo%20en%20Equipo%20Ping%C3%BCinos,%20Hormigas,%20Cangrejos.wmv




MULTIDISCIPLINARIO

GARANTIA DE CALIDAD




VI.- Instrucciones y medios ante

accidentes y emergencias




• Emergencias y planificación.

• Plan de emergencia

• Atención de accidentados

• Estudio detallado de 10 casos accidentales.

• Notificaciones de la entidad reguladora

Emergencias:

• Incidentes que surgen en el trabajo rutinario y que tienen en común la

imposibilidad de retornar la fuente a su blindaje por medios normales.




• Tales situaciones, en general, pueden y deben resolverse siguiendo

pautas que implican la recepción de dosis bajas de radiación (ALARA).

• En muchas situaciones de emergencia, la recuperación de fuentes

requiere no solamente un conocimiento detallado del equipo de

gammagrafía utilizado, sino también conocimientos y experiencias en

Protección Radiológica, propios de expertos calificados.

Emergencias, situaciones:

a. Desconexión de la fuente con el cable

propulsor y traba de la fuente en el colimador

b. Traba de la fuente en el cable guía

c. Retracción incompleta de la fuente en elcontenedor Fuente bloqueada en el tubo guía




contenedor

Otras

situaciones como:

- Rotura de la fuente del cable porta fuente

- Caída del cable porta fuente y el recojo del

mismo por una persona

- Accidentes en el transporte

- Incendios en el recinto de almacenamiento

- Exposición inadvertida de personas

- Robos de equipos del almacén

q g

Hembra del conector(contenedor) en

estado defectuoso

El desgaste del macho y Hembra - conexión no segura

Causas de accidentes:

• Fallos del equipo (~7% de los casos)

• Fallos de gestión (~ 15% de los casos):

• carencia de procedimientos o procedimientos inadecuados oinsuficientes




• equipos de trabajo inadecuados

• equipos de protección inadecuados

• supervisión y control inadecuados

• Fallas humanas (~ 80% de los casos):

• entrenamiento inadecuado (causa a la que se atribuye la mayorparte de los accidentes)

• alteraciones físicas y psíquicas de los operadores (cansancio,

enfermedad, prisa, ...)• Control Regulador deficiente o ausente

PLANIFICACION Y




PLANIFICACION YPREPARACION EN

EMERGENCIAS

Preparación para emergencias

R I

CONSECUENCIAS

E

Escenario

http://f/CSEN-%20%20RADIATION%20SAFETY%20-2013/Seg%20Radiog%20Ind-%20Operadores%20-2013/Video%20emerg%20gamma%20ind_(480p).avi




ESGO Amenazas

Barreras

MEDIDAS PARA

RECUPERACIÓN

PREPARACIÓN

Evento

extremo

Control (mantener dentro de los límites) Preparación para emergencias

Objetivo: reducir la probabilidad(pro-activo/preventivo)

Objetivo: Mitigar las consecuencias yregresar al estado de control (reactivo)

CONSECUENCIAS

CONSECUENCIAS

Planificación

• Antes de preparar los planes de emergencia, debe evaluarse

el peligro (Hacer uso de las experiencias y estadística deaccidentes)




accidentes)

• En base a ello se postulan los escenarios que pueden ser:

• fallas de mecanismos del equipo que ocasionenexposición indeseada.

• falla de dispositivos de seguridad

• contaminación severa

• pérdida de control de la fuente (caída, robo, etc.)

Proceso de preparación de planes

• Identificar situaciones potenciales (escenarios) como: robo,

fuego, falla de equipos, accidente en transporte, error

humano.




• Evaluar las consecuencias de estas situaciones: Dosis que

podrían recibirse, personal en riesgo.

• Preparar el plan donde debe establecerse las partes

principales del documento.

• Implementación del plan

• Entrenamiento del plan

• Revisiones periódicas

Contenido del plan

• Declaración de las situaciones potenciales y peligros

identificados

• Comunicaciones (lista de personas claves y responsables,




incluir teléfonos, etc.)

• Procedimientos a seguir para cada situación identificada

(respuesta inmediata, acciones preventivas, acciones derecuperación, niveles de acción - ayuda - aislamiento - retorno

a condición normal - responsabilidades de la organización)

• Equipamiento de emergencia (lista mínima de equipo y

dispositivos, chequeo periódico del equipo)

... Con tinúa

Contenido del plan

• Instrucciones para notificar a los servicios de emergencia

exteriores y Autoridad Nacional (SENAER-IPEN, OTAN-IPEN,

expertos asesores)




• Manejo de personas altamente irradiadas (acuerdos con

Hospitales especializados, transportación, etc.)

• Ejercicios (frecuencia y extensión)

• Revisión del plan (frecuencia y alcance)

Precauciones e instrucciones en emergencias

• Desarrollar precauciones de acuerdo al accidente postulado.

• Las precauciones fundamentales son:

l j d l f t




• alejarse de la fuente

• prevenir que otras personas se acerquen a la fuente

• solicitar ayuda, peor no dejar abandonada el área

... Continúa


Emergencias con fuentes en uso : falla de retorno de la fuente,

desprendimiento del mecanismo de retorno. En este caso:

- alejarse de la fuente




- acordonar el área y vigilarla

- monitoreo permanente del área

- recuperación de la fuente

- aviso al supervisor

... Con tinúa


Emergencias con fuentes que no están en uso : Daño del

contenedor, fuego, robo, fuentes perdidas en transporte.

Para este caso:




- retirar la fuente del área o, si el peligro es mayor, vigilar

hasta que el rescate sea menos riesgoso (fuego)

- iniciar búsqueda inmediata y notificar a la policía y

Autoridad Nacional (robo o extravío de fuentes en

transporte).

... Con tinúa


Fuga de material radiactivo y contaminación. En este caso:

- colocar el dispositivo y material contaminado en bolsas deplástico.




p

- el operador deberá lavarse las manos y chequear si su

vestimenta está contaminada.

... Con tinúa


Fuentes trabadas en posición de exposición. En este caso se

sugiere:

- impedir acceso al área de alta radiación.




- planear la acción de recuperación.

- probar la retracción para comprobar si se ha desconectado.

- chequear frecuentemente el dosímetro de lapicero.

- si no puede retraerse, precisar la ubicación de la fuente (usar

blindaje)

... Con tinúa

Precauciones e instrucciones en

emergencias

- retraer el cable guía y examinar el conector.

- si está en buena condición tratar de reconectar la fuenteutilizando blindajes.




j

- si el conector está defectuoso, la fuente debe ser colocada

dentro de un contenedor blindado (usar pinzas de largo

alcance) ...

Continúa

Precauciones e instrucciones en

emergencias

Los procedimientos deben cubrir básicamente lo siguiente:

- circunstancias para detener el trabajo radiográfico.- posicionamiento de señales y avisos




posicionamiento de señales y avisos

- nombre y contactos telefónicos de personas a notificar

- procedimiento de búsqueda de fuentes- procedimiento de recuperación de fuentes

... Con tinúa


- acción a tomarse en caso de accidente de transporte o fuego.

- procedimientos para evaluar dosis de personas involucradasen accidente.




- responsabilidades del personal.

- criterios y procedimientos de evacuación del área en peligro.


Equipamiento mínimo de emergencia:

- monitor de alarma audible

- dosímetros de lectura directa




- pinzas de 1 a 2 metros

- desarmadores

- balizas, trípode de 2 m. de altura y lámpara de mano.

- barreras de radiación

- contenedor de plomo para fuentes de Iridio 192

- blindaje semicilíndrico

- bolsas de plomo

MANIPULACION DE FUENTES CASO EMERGENCIA




Radiografía Industrial

Accidentes

Radiografía Industrial Accidentes

• Entre los años de 1971 a 1980, fueron reportados 48

accidentes de radiografía industrial a la Comisión Nacional

Reguladora de los Estados Unidos




• Más recientemente han existido varias lesiones graves y

varias muertes

Radiografía Industrial Accidentes

OIEA Safety Report Series No.7:

• 43 casos




• 9 involucrando al público u otros

trabajadores

Graves Lesiones de Mano

FALLAS EN LAREALIZACIÓN DE

MEDICION DE RADIACION




•194 GBq - Ir-192

•Dosis estimada 26-90 Gy

•2 dedos amputados 22años después

Graves Lesiones de la Pierna y Muerte

DEFICIENCIA EN LASEGURIDAD DE LA FUENTE




•Fuente de radiografía deCs-137

•1968, Argentina

Graves Lesiones y Muerte

Dosis local de 17000 Gy




Rango de dosis de 1 - 8 Gy en

órganos internos

Dosis de 0.6 Gy en la cabeza

ACCIDENTES




¿Donde ocurrió?

– Emplazamiento en construcción de una

Accidente - Perú




Emplazamiento en construcción de una

central hidroeléctrica en Yanango

– Distancia de Lima: 300 km., al este

– Distrito: San Roman, Dpto de Junín

Ducto forzado de la C.H. “Yanango”




Características del equipo

Cierre deseguridad de

la fuente




Marca: SPEC T-2 Actividad. Máx.: 3.7 TBq Radionúclido: Ir192

Actividad.:1.37 TBq (en lafecha del accidente)

• Liberación de los tornillos del cierre de seguridad

• La fuente puede quedar libre

Características del equipo




Lesiones Graves

F t 1 37 TB 192I

Yanango, Perú 1999




Fuente : 1.37 TBq 192Ir.

Fotografía: 2 días después

del accidente, ampolla en

el muslo

Lesiones Graves

Deficiencia en la seguridad dela fuente

Pérdida de la fuente detectadaúnicamente seis horas despúes




Dosis estimada en la piel de 10kGy a 1cm.

Pierna derecha amputada

La esposa del trabajador y dos

hijos también fueron expuestos

ACCIDENTE RADIOLÓGICO




ACCIDENTE RADIOLÓGICO




http://f/CSEN-%20%20RADIATION%20SAFETY%20-2013/Seg%20Radiog%20Ind-%20Operadores%20-2013/Yanango.MPG




Accidente - Bolivia

http://f/CSEN-%20%20RADIATION%20SAFETY%20-2013/Seg%20Radiog%20Ind-%20Operadores%20-2013/Yanango.MPG




Accidente - Bolivia




ORGANIZACIÓN DEL TITULAR

No implementados los procedimientos de lacompañía (ausencia de cultura de seguridad

en la gerencia de la compañía)

Lecciones aprendidas




en la gerencia de la compañía)

La inspección de la fuente y las medicionespara garantizar la seguridad no fueron

adecuadas.

Falta de entrenamiento y cualificación de losoperadores de radiografía.

DE LAS AUTORIDADES NACIONALES

La evaluación de las solicitudes deautorizaciones e inspecciones deben ser

Lecciones aprendidas




realizadas por un equipo con experiencia y

entrenado (es conveniente emplearTECDOC-1113)

Consecuencias de los Accidentes Radiológicos

• Severos efectos determinísticos

• muerte, pérdida de miembros, eritema• Riesgo aumentado (efectos estocásticos)




• Contaminación ambiental

• Consecuencias socio-económicas

Causas de los Accidentes

Causas identificadas que contribuyen a los

accidentes:

• Falta de una estructura reguladora adecuada

• autorización




autorización

• inspección

• coerción• Falta de cultura de seguridad

• gerenciamiento

• control de calidad

• entrenamiento y calificación del personal

Causas Típicas de Accidentes

FALLA EN EL USO DE

MEDIDORES DE RADIACIÓN

FALTA DE

CONTROL REGULADOR




ACCIDENTEFALLAS EN

LOS EQUIPOS

NO SE SIGUEN

LOS PROCEDIMIENTOS

DE SEGURIDAD

AUSENCIA DE PROGRAMA

DE SEGURIDAD

POCO O NINGÚN

ENTRENAMIENTO


FALTA DE

CONTROL REGULADOR




ACCIDENTE

Ausencia o Ineficiencia de la Autoridad Reguladora

• ausencia o deficiencia en el proceso de autorización

• falta de inspecciones regulares de campo

• seguimiento inadecuado de las inspecciones


ACCIDENTE POCO O NINGÚN

ENTRENAMIENTO




Falta de entrenamiento

• operadores sin calificación

• poca comprensión de los procedimientos de emergencia

• ningún re-entrenamiento


ACCIDENTE





DE SEGURIDAD

Ausencia de programa de seguridad

• gerenciamiento inadecuado

• falta de cultura de seguridad


ACCIDENTE




NO SE SIGUEN

LOS PROCEDIMIENTOS

DE SEGURIDAD

Procedimientos de seguridad


• vigilancia inadecuada

• falta de entrenamiento


ACCIDENTEFALLA ENLOS EQUIPOS




Falla en los equipos

• falta de mantenimiento

• uso inadecuado de los equipos

• utilización de los equipos excediendo los límites para los que fueron diseñados


ACCIDENTE

FALLA EN EL USO DE





Falla en el uso de los medidores de radiación

• medidores insuficientes o que no funcionan

• entrenamiento inadecuado

• apresuramiento



FALLA EN EL USO DE


FALTA DE

CONTROL REGULADOR




ACCIDENTEFALLA EN

EL EQUIPO

NO SE SIGUEN

LOS PROCEDIMIENTOS

DE SEGURIDAD


DE SEGURIDAD

POCO O NINGÚN

ENTRENAMIENTO

Atención de accidentados:

No hay contaminación.

Acciones:

• Evaluación dosimétrica

• Clasificación de accidentados de acuerdo a las lesionessufridas, probabilidad de sobrevida y prioridad de atención.

En caso de ausencia de facultativo médico trasladar al centro




En caso de ausencia de facultativo médico, trasladar al centromédico más cercano e informar a los médicos sobre los

detalles de la sobreexposición.Observar posibles reacciones inmediatas: náuseas, vómitos,

diarreas, úlceras.

Posteriormente, el personal médico hará el tratamiento

respectivo.

Notificación a la OTAN:

Ocurrido cualquier evento que pueda causar dosis mayores a loslímites establecidos, la gerencia de la entidad operadora debenotificar el incidente a la Entidad Reguladora. La notificacióndebe efectuarse en un plazo no mayor a 24 h de ocurrido elevento, debiendo detener las operaciones en tanto sedeterminan las causas.




Posteriormente, en no más de 03 días de ocurrido el evento, deberemitir un informe detallado del mismo, explicando sus causas,sus consecuencias y las medidas correctivas implementadas.

La reanudación de las operaciones deberá hacerse previaautorización de la Entidad Reguladora.

VII.- Aspectos prácticos




• Ejercicio con el monitor de radiaciones.

• Videos• Discusiones.

Sistemas de Detección Especializados Escáner de Radiación Espectral en una mochila




Cartografía con GPS en tiempo real de radiación gamma

• Detección y categorización de radionúclidos (escuadra Anti-Bomba)

Detectores Especializados




Robot con transmisión remota dedatos

Descontaminación del Personal y

Salida de la Escena




VIII.- Funciones y responsabilidades de los oficiales

de Protección radiológica

• Definición de las responsabilidades de los miembros de




la organización.

• Elaboración de los procedimientos.• Elaboración de un informe modelo de seguridad paralicenciamiento de instalaciones.

1.- Autorización de la práctica:

• Importación, envío, venta, , fabricación, alquiler,

reparar o la modificación de fuentes selladas

usadas en radiografía industrial.




• Transporte, almacenaje y uso.

• Construcción de instalaciones.

• Disposición de fuentes selladas.

• Transferencia.

2.- Responsabilidades del licenciado:

• Establecer e implementar la técnica y medidas

organizacionales que son necesarias para

asegurar la protección y seguridad de las fuentes




para las que fueron autorizados.

3.- Requerimiento de protección radiológica

:

•Justificación

•Limite de dosis.




Limite de dosis.

•Optimización

3.- Dirección y Organización

• Proveer los recursos humanos y los

recursos materiales necesarios para

garantizar las condiciones seguras de




garantizar las condiciones seguras de

trabajo y el cumplimiento con las

condiciones de la licencia.

3.1.- Programa de protección radiológica

Desarrollar y promover : CULTURA DE

SEGURIDAD.

• Estructura organizacional




• Políticas

• Procedimientos

• Instrucciones

3.2.- Objetivos de programa de protección radiológica.

• Asegurar la aplicación de END por radiografía.

• Minimizar riesgo a trabajadores y público




• Asegurar : física y radiológica de fuentes.

• Cumplir con los requerimientos de la AutoridadNacional.

3.3.- Deberes y responsabilidades:




3.3.1.- Oficial de radioprotección

• Conocimiento teórico y práctico de protección radiológica en

radiografía industrial.

• Autoridad y supervisión.




• Supervisar.

• Asegurar participación de radiógrafos entrenados ycalificados.

• Asegurar cumplimiento de medidas de emergencia.

• Asegurar: Monitoreo de áreas, protección del personal

• Mantener el inventario de material radiactivo...

Funciones del Oficial de Protección Radiológica

Supervisar el cumplimiento de los límites y condiciones de la licencia deoperación, el programa de seguridad radiológica y las normas aplicables

Supervisar que estén disponibles los procedimientos de emergencia así comoque el equipamiento de seguridad y emergencias este operativo, disponible

y calibradoDelimitar las áreas controladas y supervisadas en cada emplazamiento

Realizar mediciones de tasa de dosis en los lugares de trabajo y registrar lasdosis mensuales que reciban los trabajadores expuestos




dosis mensuales que reciban los trabajadores expuestos

Revisar que los registros de operación se hayan completado correctamente

Aplicar las medidas de protección necesarias durante las emergenciasradiológicas

Supervisar el transporte seguro de los equipos radiactivos

Elaborar y mantener actualizada la documentación, procedimientos y registros,así como las requeridas por la licencia

3.3.2.- El radiógrafo

Responsable del trabajo seguro con fuentes radiactivas en radiografía

industrial.

• Supervisar a asistentes de radiografía.

• Empleo seguro del equipo de radiografía adecuado.




• Cumplir con los procedimientos establecidos en el programa de

protección radiológica.• Reportar fallas de equipamiento.

• Responder en forma efectiva en eventos de emergencia.

3.3.2.- El asistente de radiografía

Siempre supervisado por el radiógrafo.

• Trabajar bajo supervisión.

• Cumplir con las normas de seguridad.

C li l di i t




• Cumplir con los procedimientos.

• Informar inmediatamente cualquier evento deemergencia.

3.3.2.- Expertos calificados

• Asesoramiento técnico en: diseño de nuevas

instalaciones, mantenimiento de sistemas de

seguridad etc.

• En algunos países son autorizados por la




En algunos países son autorizados por la

Autoridad Nacional.

3.4.- Entrenamiento.

Personal involucrado debe ser entrenado en:

• Radiografía.• Protección y seguridad radiológica.




• Normas y requerimientos de licenciamiento.

• Procedimientos en emergencias.

• Equipamiento empleado.

3.5.- Verificación de seguridad

• Identificación de fuentes - exposición potencial.

• Estimar probabilidad y magnitud de dosis.




• Auditoria de la Autoridad Nacional.

Informe de seguridad de una instalación

• La entidad operadora que gestionará una licencia

para realizar actividades de radiografía industrial

debe preparar un informe de seguridad. Además




de los procedimientos de operación, planes de

emergencia, recintos de almacenamiento.

Programa de Seguridad Radiológica

Organización

y Gestión

Comprometida con

la Seguridad y

ALARA

Selección y

entrenamientodel personal

Control de la

ExposiciónOcupacional

Control de la

Exposición delPúblico

Planificación

y preparación

para las

emergencias

Gestión de la

Calidad

i l

1.Criteriosapropiados de

l ió

1.Identificaciónde las fuentes

i l d

1.Identificaciónde los

1.Control de lasdosis y la

i ió

1.Identificación delas potenciales

i i d




1. Estructura Gerencial

2. Definición precisade

responsabilidades,autoridad y funcione

de los puestos

3. Recursos necesarios

4. Compromiso con laSeguridad y ALARA

de todos los niveles

selección

2.Programa deentrenamiento

continuado

potenciales deexposición del

público

2.Adecuados,derivados y

documentadoscriterios y

limites para laexposición del

público.

componentes

2.Identificaciónde las normasy requisitosaplicables

3.Implantaciónde un sistemade evaluación

adecuado

incorporación

2.Control de losrequistitos

3.Vigilancia

situaciones deaccidente

2.Evaluación delas situacionesidentificadas

3.Preparación del plan

4.Ejercitación del plan

5.Revisión periódica del

plan

IX.- Aspectos regulatorios

• Marco legal

• Sistema de control




Sistema de control

Jerarquía de las normas legales

LeyesLeyes, Decretos Legislativos Constitución Política




Reglamentos

Normas técnicas

Resolución Suprema,

Decreto Supremo

Resolucionessectoriales

(R.M., R.P, etc)

LEY DE REGULACIÓN DEL USO DE FUENTES DE


Objeto de la ley: • Regula las prácticas que dan lugar a exposición o

LEY No. 28028




potencial exposición a radiaciones ionizantes con el

fin de prevenir y proteger , de sus efectos nocivos , lasalud de las personas, el medio ambiente y la

propiedad.

LEY No. 28028

Ambito:

• Prácticas que causen exposición a radiaciones

ionizantes , asi como las fuentes involucradas. Autoridad competente y funciones:

• IPEN Autoridad Nacional (AN)




• IPEN, Autoridad Nacional (AN)

• Regulación, autorización, control y fiscalizacióndel uso de fuentes de radiación ionizante relativosa seguridad radiológica y nuclear, protección físicay salvaguardias de los materiales nucleares en elterritorio nacional

LEY No. 28028

DEL REGIMEN SANCIONADOR:• Responsabilidades del titular de la autorización.

• Infracciones y sanciones.• Reincidencia

De las Infracciones:




De las Infracciones: • Leves, riegos y daños de menor relevancia a la

salud de las personas, medio ambiente o propiedad.• Graves, riesgos o daños relevantes...

• Muy graves, daño radiológico o nuclear de extremagravedad ...

LEY No. 28028

Sanciones: • Tipos:

• Amonestación• Multa

• Suspensión de las autorizaciones

R ió




• Revocación

• Decomiso

• Clausura

Escala de multas:• Leve : 0.5 a 2 UIT

• Grave: 2 a 5 UIT

• Muy grave : 5 a 100 UIT

• Adicional : suspensión, ...

Reglamento de la Ley No.

28028, Ley de Regulación delUso de Fuentes de Radiación




Ionizante Aprobado por D.S. No. 039-2008-

MEM (18 de julio del 2008)

Categoría de las Prácticas

• Clasificación en 5 categorías:

- Categoría A: Práctica (Telet., Radiog. Industrial, ...)

- Categoría B: Práctica (Medicina nuclear, Perf. Pozos petroleros…)

- Categoría C: Práctica (Diagnóstico Médico con R-X)

- Categoría D: Práctica (Diagnóstico dental con rayos X)




Categoría D: Práctica (Diagnóstico dental con rayos X)

- Categoría E: Servicios (mantenimiento, análisis, dosimetría, etc.)

• Lic. De operación : A7 (fijo), A8(portátil) (Vigencia: 3 años)

• Licencia Individual : A7 (fijo), A8(portátil) : (Vigencia: 3 años)

Sanciones

Infracción Calificación Sanción

Obstaculizar o impedir las labores deinspección

Grave 2 – 5 UIT y/o suspensión. 6 – 8 UIT encaso de reincidencia y/o clausura deinstalación

Pérdida o extravío de materialradiactivo con actividad total mayor a37 GBq

Grave 0.5 – 2 UIT y/o suspensión. 3 – 5 UITen caso de reincidencia y/o clausurade instalación

No contar con detectores dedi ió di d t ió

Leve 0.5 – 2 UIT y/o suspensión. 3 – 5 UITd i id i / ió




radiación o medios de protección, outilizar detectores sin certificado de

calibración

en caso de reincidencia y/o revocaciónde autorización

Realizar actividades con fuentes deradiación ionizante sin autorizaciones

Leve 0.5 – 2 UIT y/o clausura de instalación.3 UIT y decomiso de las fuentes

Importar fuentes de radiaciones sinautorización

Leve Amonestación. 0.5 – 2 UIT en caso dereincidencia y/o decomiso de fuentes

No cumplir con remitir informaciónrequerida por la Autoridad Nacionalen los plazos especificados

Leve Amonestación. 0.5 – 2 UIT en caso dereincidencia y/o suspensión orevocación de la autorización

Reglamento de seguridad

radiológicaDecreto Supremo No 009 97 EM




Decreto Supremo No. 009-97-EM

Requisitos de Protección

Criterios fundamentales:

• Justificación

• Limitación




• Optimización.

Establecer niveles de referencia.

Requisitos de Gestión

• Cultura de Seguridad

• Programas de Garantía de Calidad

• Medidas para reducir errores humanos




• Personal calificado, entrenado y experimentado.

De la exposición ocupacional

• Responsables : Titulares de registro.

• No se concederán ni utilizarán compensaciones otratamientos ... Como sustitutos de las medidas de

seguridad y protección




seguridad y protección.

• Trabajadora embarazada... Comunicar al empleador.

• No se permitirá que una persona menor de 16 años

esté sometida a exposición ocupacional.

De la exposición ocupacional

• Ninguna persona menor a 18 años deberá trabajar en una zona

controlada, a menos que lo haga bajo supervisión y sólo con fines de

capacitación.

• Trabajadores o estudiantes mayores a 18 años ... Sometidos a




exposición ... Deberán cumplir con todas las restricciones y requisitos

aplicables...

• Establecer áreas controladas...

• Establecer áreas supervisadas ...

• Mantener en examen un programa de vigilancia radiológica ...

De la exposición pública

...

Las siguientes prácticas no deben ser autorizadas:

• Prácticas que afecten a alimentos, bebidas,

cosméticos ...




cosméticos ...

• Prácticas que impliquen el uso frívolo de laradiación o sustancias radiactivas en artículos o

productos tales como juguetes y objetos de

joyería o adorno personal.

Transporte de material radiactivo y nuclear

• ... Consideración de la protección de personas

involucradas en el transporte, miembros del público

y medio ambiente, así como los requisitos de

seguridad físicas salvaguardias que sean aplicables




al material .

• Reglamento para el transporte seguro de materiales

radiactivos del OIEA

Desechos radiactivos

• No está permitido evacuar desechos radiactivos al

medio ambiente, sin autorización previa de la Autoridad

Nacional.

• No se permitirá la importación ni el movimiento de los




No se permitirá la importación ni el movimiento de los

desechos radiactivos hacia, o través del territorionacional.

Norma Técnica

IR.001.2009




REQUISITOS DE SEGURIDAD

RADIOLÓGICA ENRADIOGRAFÍA INDUSTRIAL

Gracias.

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oficiales radiog gamma

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