VI. SEGURIDAD RADIOLÓGICA

Vl.1. LÍMITES DE LAS DOSIS

LA COMISIÓN INTERNACIONAL DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA (CIPR) es un organismo establecido para recomendar prácticas seguras sobre el uso de radiación. En diversas ocasiones ha emitido recomendaciones, las cuales han ido variando según se ha obtenido más experiencia sobre el tema. En la actualidad se aceptan las siguientes recomendaciones de tipo general:

a) No debe adoptarse ninguna práctica que involucre radiación a menos que produzca un beneficio neto.

b) Las exposiciones a la radiación deben mantenerse tan bajas como sea razonablemente posible (en idioma inglés se usan las siglas ALARA, que vienen de As Low As Reasonably Achievable).

c) El equivalente de dosis que reciba cualquier individuo no debe exceder los límites determinados por la CIPR para cada circunstancia.

En todo uso de la radiación conviene adoptar estas recomendaciones cuyo énfasis está en mantener las exposiciones tan bajas como sea posible, en vista de los efectos biológicos identificados como producto de la radiación, no excediendo los umbrales definidos en cada caso.

Para el personal ocupacionalmente expuesto se ha definido el concepto de dosis máxima permitida, aunque en la actualidad se prefiere el término límite recomendado de dosis equivalente, el cual se ha fijado en 50 mSv (5 rem) por año.

Usaremos el límite de dosis equivalente (LDE) de 50 mSv (5 rem)/ año para personal ocupacionalmente expuesto. Esta dosis, promediada sobre 50 semanas, da el valor de 1 mSv (100 mrem)/ semana. Considerando 40 horas de trabajo por semana, esto equivale a 25 m SV (2.5 mrem)/ hora. Se recomienda no exceder estas dosis. De hecho, es de esperarse que la dosis recibida siempre sea considerablemente menor que estos límites. Si por necesidades de trabajo se exceden estas dosis, debe procurarse no recibir más radiación en un intervalo de tiempo suficiente para que el promedio no exceda el límite de dosis equivalente. Por ejemplo, si en una jornada de trabajo se reciben 100 mrem, se debe tratar de no recibir más radiación en el resto de la semana para no llegar al valor semanal recomendado. Nótese que esta precaución no es para que los efectos de la radiación de alguna manera se anulen; es para no exceder una cierta posibilidad de que se presenten efectos estocásticos (véase el capítulo VII.)

Si por alguna razón una persona no ocupacionalmente expuesta recibe una dosis, deberán tomarse las medidas para evitar que exceda 5 mSv (0.5 rem)/ año, o sea una décima parte del límite de dosis equivalente para personal ocupacionalmente expuesto.

VI.2. RADIACIÓN NATURAL Y ARTIFICIAL

El hombre siempre ha estado expuesto a una cierta cantidad de radiación ambiental proveniente de fuentes naturales y de fuentes artificiales. Mencionaremos algunas de estas fuentes y los niveles de dosis que nos proporcionan para compararlos con el LDE.

De fuentes naturales de radiación recibimos aproximadamente 1.0 mSv (100 mrem)/ año. Una fuente natural es la radiación cósmica, que nos llega de fuera del planeta. La atmósfera sirve de blindaje para la mayor parte de ella, pero de cualquier manera nos llega una dosis de aproximadamente 0.35 mSv (35 mrem)/ año en el ecuador a nivel del mar. Esta dosis aumenta con la latitud debido al campo magnético de la Tierra, hasta que a latitud 50ñ, se reciben aproximadamente 0.5 mSv (50 mrem)/ año. Nótese que estos valores son del orden de 1/ 100 del LDE. La dosis también aumenta con la altura sobre el nivel del mar porque hay menos atmósfera para absorber la radiación. A 2 000 metros sobre el nivel del mar, aumenta a 1 mSv/ año, mientras que a 5 000 metros llega a 3 mSv/ año. En un viaje aéreo trasatlántico, se reciben aproximadamente 0.05 mSv.

Otra fuente natural de radiación son ciertos elementos radiactivos que están presentes en cualquier mineral, como el uranio, el torio y el potasio 40 (⁴⁰K). De ellos recibimos en general, dependiendo de variaciones locales, entre 0.3 y 1.0 mSv/ año. Desde luego, en yacimientos ricos en estos minerales las dosis pueden ser mayores. El radón es un gas radiactivo producido por el decaimiento del uranio de todos los materiales. Es responsable de aproximadamente 0.3 mSv/ año, como una tercera parte de la dosis natural que recibimos. En ciertos lugares se puede acumular este gas, como en lugares mal ventilados o en fallas geológicas, aumentando la dosis.

Algunos ejemplos de fuentes artificiales son los reactores nucleares, las fuentes radiactivas y los aparatos para usos médicos e industriales de la radiación. Una radiografía de tórax produce 0.2 mSv en aproximadamente un segundo. Una radiografía dental, 10 mSv, pero en una región muy localizada del cuerpo.

VI.3. RIESGOS POR RADIACIÓN EXTERNA

Se entiende por radiación externa la que recibe el organismo debido a fuentes exteriores a él, generalmente selladas. La dosis recibida dependerá del tipo de radiación y de su energía (por lo tanto de su poder de penetración). En general los emisores de partículas alfa no se consideran de riesgo externo importante porque éstas no penetran sino unas micras de la piel, además de que cualquier material del grueso de un papel, o unos centímetros de aire, las absorben. Los emisores de partículas beta son más importantes por el poder de penetración mayor de las betas en tejido, unos cuantos milímetros. Los emisores de rayos X y gamma, así como los neutrones, constituyen las fuentes de mayor riesgo externo, debido principalmente a su gran poder de penetración en el organismo; por lo tanto, pueden afectar cualquier órgano. Por otro lado, son las fuentes más comúnmente usadas en diversas aplicaciones. Lo que sigue se refiere sólo a rayos X y gamma o neutrones, según se indique.

Las medidas de protección contra la irradiación por fuentes externas son: tiempo, distancia y blindaje.

El efecto del tiempo se debe simplemente a que la dosis se acumula con el tiempo. Si una persona recibe una razón de dosis dada, la dosis acumulada será el producto de ésta por el tiempo de exposición. Por ejemplo, si un trabajador recibe una dosis medida en un monitor de 0.1 mSv/ hora durante tres horas de trabajo, acumulará una dosis de 0.3 mSv (véase la sección IV.6.)

Para tomar en cuenta el efecto de la distancia, considérese una fuente puntual de actividad A que emite radiación uniformemente en todas direcciones, como lo indica la figura 23. Consideremos por el momento que la radiación viaja en línea recta, o sea sin tomar en cuenta dispersión de Compton en el caso de rayos gamma o dispersión elástica en el caso de neutrones. La radiación actúa como si la fuente fuese un foco luminoso. A medida que uno se aleja de él, la iluminación disminuye, obedeciendo la ley del cuadrado de la distancia.

Figura 23. Fuente radiativa que emite uniformemente en todas direcciones.

Figura 24. Las superficies S₁ y S₂ reciben flujos de radiación dependientes de sus respectivas distancias r₁ y r₂ de la fuente.

En el caso de la radiación, la dosis que recibe una persona es inversamente proporcional al cuadrado de la distancia a la fuente, obedeciendo la fórmula:

Por ejemplo, supongamos que una persona se encuentra a un metro de distancia de la fuente y recibe una dosis D₁. Si se aleja a 2 metros recibirá una cuarta parte de D1. A 3 metros, 1/9 de D₁. (Véase el Apéndice IV.)

Es posible calcular la dosis absorbida o equivalente que recibe un tejido dado a cierta distancia r de una fuente de actividad A. Refiriéndose a la figura 25, si la radiación está colimada, el tejido absorbe energía en el volumen indicado por líneas quebradas, que contiene cierta masa. La razón de dosis de rayos gamma recibida se calcula con la fórmula:

donde D/ t es la razón de dosis equivalente en rem/ hr, A es la actividad en Ci y r es la distancia (media) de la fuente al absorbedor en metros. La constante gamma (G) tiene un valor dado para cada tipo de fuente.

Figura 25. El material absorbe dosis en el volumen indicado.

Como ejemplo se va a calcular la razón de dosis equivalente recibida por una persona a 5 m de una fuente de 0.5 Ci de ¹³⁷Cs, cuya constante G es 0.36. Resulta ser 0.36x 0.5/ 25 = 0.0072 rem/ hr, o bien 7.2 mrem /hr.

El Apéndice V indica cómo se obtiene G para el ¹³⁷Cs, y de manera semejante se obtiene para otras fuentes radiactivas, cuyos valores se encuentran en el cuadro 6. Con ellos es posible calcular la dosis producida por fuentes de cualquier actividad a cualquier distancia.

CUADRO 6. Valores de la constante G para varios radioisótopos de uso común *

Emisor	Constante
22Na 60Co 131I 137Cs 226Ra 192Ir	1.29 1.35 0.24 0.36 0.84 0.55

* Para aplicar la constante G en la fórmula.

la actividad A debe estar en Ci, la distancia r en metros y la razón de dosis equivalente resulta en rem/hr.

Otra fórmula práctica y equivalente a la anterior es:

en donde la razón de dosis D/ t está en mSv/hr, M es la actividad de la fuente en MBq, E es la energía por desintegración gamma en MeV, y r es la distancia a la fuente en metros.

El blindaje es el tercer factor de protección contra radiación externa. Consiste en interponer entre la fuente y la persona suficiente material para atenuar la radiación. Como ya sabemos, la atenuación sigue una ley exponencial:

I = I_o e^-mx,

en donde I₀ es la intensidad de radiación que llega al material atenuador (blindaje), I es la intensidad que logra atravesarlo, m es el coeficiente lineal de atenuación, y x es el grueso del blindaje. Se acostumbra emplear el coeficiente másico de atenuación m/r cuyas unidades son cm²/g, dividiendo entre la densidad del material r. En el cuadro 7 se dan los coeficientes másicos de atenuación para algunos materiales comunes y para dos energías distintas de rayos gamma.

A la fórmula de razón de dosis recibida por una fuente de actividad conocida debe agregarse el factor exponencial si se quiere tomar en cuenta el blindaje, quedando:

La capa hemirreductora x1/2 es el espesor de blindaje que reduce la intensidad de la radiación a la mitad. Se calcula con la fórmula:

Como cada capa hemirreductora que se agrega reduce la intensidad a la mitad, el poner n capas hemirreductoras reduce la intensidad por un factor 2ⁿ. Por lo tanto, si la razón de dosis calculada previamente se divide entre este factor, para incluir el efecto del blindaje, resulta:

donde n es el número de capas hemirreductoras de que consta el blindaje.

CUADRO 7. Coeficiente másico de atenuación de rayos gamma de dos energías distintas en diferentes materiales.

Material	m/r en cm2/g		r en g/cm3
	E = .66 MeV	E = 1.33 MeV
Aire	.078	.055	0.001293 (STP)
Agua (tejido)	.087	.060	1
Aluminio	.077	.055	2.7
Plomo	.100	.056	11.3
Fierro	.073	.053	7.0 - 7.9
Cemento	.078	.055	2.7 - 3.0

Los cálculos hechos y las fórmulas obtenidas hasta aquí tienen la limitación importante de que no se consideró en ningún caso la dispersión de la radiación. Para el caso de rayos gamma no hay que olvidar que existe el efecto Compton de dispersión, que si bien atenúa la radiación en línea recta, en cambio produce radiación en otras direcciones. Este efecto Compton es muy importante a energías del orden de 1 MeV. La radiación dispersada puede contribuir a la dosis recibida, como lo muestra la figura 26.

Figura 26. La radiación puede ser dispersada por paredes, piso y aire.

Por esta razón, hay una intensificación (buildup) de la dosis recibida cuando hay materiales dispersores entre la fuente y la persona, o simplemente en la vecindad de la fuente. La radiación puede ser dispersada del aire, del piso o del techo del recinto, de las paredes, o de cualquier objeto cercano dentro o fuera del recinto. Las fórmulas obtenidas deben considerarse como una primera aproximación a la razón de la dosis real.

La dispersión depende de los materiales, del tipo y energía de la radiación, y de la distribución geométrica del lugar donde se efectúa la medida. Calcular su efecto es matemáticamente posible, pero resulta un problema difícil, y sólo se ha hecho para ciertas geometrías más o menos comunes. Ante la imposibilidad de hacerlo para todos los casos que se presenten, se define un factor de intensificación B (buildup factor) que se multiplica por la razón de dosis calculada para corregirla hasta donde sea posible:

Para situaciones normales se puede usar un valor del orden de B = 1.5, pero no hay que olvidar que ésta es apenas una aproximación.

En el caso de los neutrones siguen siendo válidos los argumentos de tiempo y de distancia. La dosis es proporcional al tiempo de exposición y en primera instancia es inversamente proporcional al cuadrado de la distancia a la fuente, aunque la intensificación por dispersión es muy importante.

Para calcular la dosis equivalente a partir de un flujo dado de neutrones se puede usar la gráfica de la figura 27, tomada de datos de la CIPR. Esta gráfica presenta el flujo de neutrones requerido para producir una dosis equivalente de 25 mSv/hr, para neutrones de cualquier energía. En términos generales se pueden usar los valores de aproximadamente 2 x l0 ⁵ neutrones rápidos/ m² seg para producir 25 mSv/ hr, y 7 x 10 ⁶ neutrones lentos/m² seg para producir la misma dosis.

Figura 27. El flujo de neutrones necesario para producir una dosis equivalente de 25 mSv/ hr (el LDE), según la energía de los neutrones.

Como ejemplo, calcularemos la dosis equivalente producida por una fuente de l0⁹ neutrones rápidos/ seg a una distancia de 1 metro. El flujo (ver el Apéndice IV) de neutrones a esta distancia será de:

Este flujo es 398 veces el flujo de 2 x lO⁵n/ m² seg, así que la dosis equivalente será 398 x 25 mSv/ hr = 9.95 mSv/ hr (995 mrem/ hr).

VI.4. PROTECCIÓN CONTRA LA RADIACIÓN EXTERNA

Como ya se mencionó, las medidas específicas de protección contra la radiación externa se basan en el uso juicioso de los tres factores: tiempo, distancia y blindaje.

Las medidas de protección se inician desde la planeación del trabajo a desarrollar. En primer lugar se tiene la selección de la fuente apropiada y de los detectores adecuados al tipo de radiación. La actividad de la fuente y la energía de la radiación deben ser las más bajas que sea posible para la aplicación específica. La fuente deberá ser sellada a menos que haya una razón especial para que no lo sea. De ser posible, se debe procurar que la naturaleza física y química de las substancias radiactivas contenidas en la fuente reduzca al mínimo los riesgos por ingestión en caso de rotura del recipiente.

Las fuentes selladas deberán llevar una marca que permita su identificación, así como conocer la naturaleza y la intensidad de la radiación emitida. Deben examinarse periódicamente para descubrir posibles roturas o fugas. Las fuentes que hayan sufrido algún deterioro mecánico o por corrosión deberán guardarse de inmediato en un recipiente hermético hasta que personal especializado pueda determinar si necesita reparación.

Las fuentes deberán estar dentro de su contenedor o blindaje siempre que no esté en uso. Deberá llevarse un registro que permita su localización en todo momento. El contenedor deberá guardarse bajo llave (doble llave de preferencia), con control estricto del número de llaves y del personal que tiene acceso a ellas. El almacén deberá estar resguardado de inclemencias del tiempo, además de cubrir los requisitos de protección al personal. Si se sospecha del extravío de una fuente, debe avisarse de inmediato al encargado de protección radiológica, y si se confirma la pérdida, a la autoridad competente.

La manipulación de las fuentes deberá hacerse procurando mantener al mínimo las dosis recibidas, usando los factores tiempo, distancia y blindaje. Deberá señalarse adecuadamente el área para impedir el paso a personas que se encuentren en los alrededores. No deben tocarse con las manos para evitar, por un lado, exposiciones excesivas y, por otro, posible contaminación; deberán usarse pinzas largas. La manipulación deberá planearse de antemano, incluyendo simulacros sin fuente que permitan minimizar las dosis.

VI.5. EFECTOS POR RADIACIÓN INTERNA

La radiación interna se presenta cuando la fuente radiactiva se encuentra dentro del organismo. Puede ingresar al cuerpo por ingestión, por inhalación, por absorción a través de la piel, o por contacto con una herida abierta.

El daño depende del tipo de radiación emitida, de su energía, del órgano en que se localiza y de su permanencia dentro del organismo. Por su alta ionización específica, las alfas y las betas constituyen en este caso un alto riesgo, pues una pequeña cantidad de material emisor puede depositar una dosis alta muy localizada.

La vida media del isótopo es importante cuando la substancia se fija en el organismo. Pero también se puede hablar de una vida media de permanencia en el cuerpo, determinada por los mecanismos naturales de eliminación de substancias ajenas o tóxicas. Las propiedades químicas de la sustancia ingerida determinan esta eliminación. Por ejemplo, una substancia química que se elimina con la orina sólo permanecerá en el cuerpo unas cuantas horas, pero una que se fija en los huesos permanecerá toda la vida del individuo. La dosis recibida a final de cuentas será producto de la combinación de las dos vidas medias.

Cuando se trabaja con fuentes selladas, el riesgo por radiación interna es mínimo, a menos que se dañe la fuente y se derrame el material radiactivo. Cuando se manejan fuentes radiactivas abiertas, o sea en forma de líquidos, gases o polvos sujetos a derramarse, es cuando se pueden presentar los riesgos internos. La presencia indeseable de material radiactivo en utensilios, mesas de trabajo, ropa, partes del cuerpo, etc., se conoce como contaminación, y puede ocasionar la penetración al cuerpo, con el consiguiente riesgo interno.

VI.6. PREVENCIÓN DE RIESGOS POR RADIACIÓN INTERNA

Como se puede deducir de lo anterior, la mejor manera de prevenir los riesgos por radiación interna es evitar la contaminación, y si ésta se presenta, ejercer un control para que el material radiactivo no se introduzca al organismo.

Para evitar la contaminación se deben manejar las fuentes, tanto las abiertas como las selladas, con el cuidado y los instrumentos que cada una de ellas exige por su naturaleza. Por ejemplo, la fuente sellada se debe manejar tratando de evitar que se golpee, friccione, sufra ataque químico o de fuego, o esté sujeta a fuerzas externas que puedan ocasionar la rotura de su cápsula. Para verificar la integridad física de una fuente sellada se practica la llamada prueba de fuga. Hay varios tipos de prueba de fuga, pero la más frecuente, si la fuente no es de actividad muy alta, consiste en frotar la fuente o los lugares aledaños con un algodón o papel absorbente, de preferencia impregnados con un solvente, como agua o alcohol. Este algodón se deposita en un tubo de ensayo o bolsa de plástico debidamente etiquetado, identificándolo claramente. Luego se envía a un laboratorio especializado en donde se mide su actividad con aparatos sensibles.

Para fuentes abiertas, su manejo debe ser en extremo cuidadoso en un laboratorio diseñado expresamente para manejo de material radiactivo. Debe contar con campanas extractoras, con manipuladores que pueden ser desde simples pinzas hasta controles remotos, dependiendo de la actividad y del material que se maneja. La utilización de guantes, batas, tapabocas, o mascarillas casi siempre es obligada. Siendo la nariz y la boca las principales vías de acceso de material extraño, se debe prohibir terminantemente comer, beber y fumar. No se deben llevar a cabo operaciones con la boca, como el uso de pipetas. Debe evitarse también el uso de objetos punzocortantes o material de vidrio roto que pueda penetrar guantes de piel. Al retirarse del lugar de trabajo, el personal debe lavarse bien las manos, dejar la bata de trabajo en el lugar designado, y someterse a un monitoreo de radiación, para evitar la posible dispersión del material radiactivo.

En el manejo de fuentes abiertas por lo general hay residuos, así como algodones, papel filtro absorbente, etc., que forzosamente quedan contaminados. Estos se conocen como desechos radiactivos, los cuales deben ser manejados y almacenados como cualquier otra substancia radiactiva. Existen lugares llamados cementerios de material radiactivo, controlados oficialmente, en donde se concentran todos estos desechos, los cuales están sujetos a un tratamiento o almacenamiento apropiados.

VI.7. DEPENDENCIAS OFICIALES RELACIONADAS CON LA SEGURIDAD RADIOLÓGICA

La Comisión Internacional de Protección Radiológica, conocida por sus siglas CIPR, es la organización internacional que se ha encargado de emitir las recomendaciones para una buena práctica en la posesión, uso, transporte, almacenamiento, etc., del material radiactivo.

A nivel nacional cada país cuenta con sus propios organismos que reglamentan estas actividades, generalmente basadas en las recomendaciones de la CIPR. En México estas funciones recaen en la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (SEMIP), la Secretaría de Salud, la Secretaría del Trabajo y Previsión Social, y la Secretaría de Desarrollo Urbano y Ecología.