VI. SEGURIDAD RADIOL�GICA

Vl.1. L�MITES DE LAS DOSIS

LA COMISI�N INTERNACIONAL DE PROTECCI�N RADIOL�GICA (CIPR) es un organismo establecido para recomendar pr�cticas seguras sobre el uso de radiaci�n. En diversas ocasiones ha emitido recomendaciones, las cuales han ido variando seg�n se ha obtenido m�s experiencia sobre el tema. En la actualidad se aceptan las siguientes recomendaciones de tipo general:

a) No debe adoptarse ninguna pr�ctica que involucre radiaci�n a menos que produzca un beneficio neto.

b) Las exposiciones a la radiaci�n deben mantenerse tan bajas como sea razonablemente posible (en idioma ingl�s 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 radiaci�n conviene adoptar estas recomendaciones cuyo �nfasis est� en mantener las exposiciones tan bajas como sea posible, en vista de los efectos biol�gicos identificados como producto de la radiaci�n, no excediendo los umbrales definidos en cada caso.

Para el personal ocupacionalmente expuesto se ha definido el concepto de dosis m�xima permitida, aunque en la actualidad se prefiere el t�rmino l�mite recomendado de dosis equivalente, el cual se ha fijado en 50 mSv (5 rem) por a�o.

Usaremos el l�mite de dosis equivalente (LDE) de 50 mSv (5 rem)/ a�o 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 l�mites. Si por necesidades de trabajo se exceden estas dosis, debe procurarse no recibir m�s radiaci�n en un intervalo de tiempo suficiente para que el promedio no exceda el l�mite de dosis equivalente. Por ejemplo, si en una jornada de trabajo se reciben 100 mrem, se debe tratar de no recibir m�s radiaci�n en el resto de la semana para no llegar al valor semanal recomendado. N�tese que esta precauci�n no es para que los efectos de la radiaci�n de alguna manera se anulen; es para no exceder una cierta posibilidad de que se presenten efectos estoc�sticos (v�ase el cap�tulo VII.)

Si por alguna raz�n una persona no ocupacionalmente expuesta recibe una dosis, deber�n tomarse las medidas para evitar que exceda 5 mSv (0.5 rem)/ a�o, o sea una d�cima parte del l�mite de dosis equivalente para personal ocupacionalmente expuesto.

VI.2. RADIACI�N NATURAL Y ARTIFICIAL

El hombre siempre ha estado expuesto a una cierta cantidad de radiaci�n 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 radiaci�n recibimos aproximadamente 1.0 mSv (100 mrem)/ a�o. Una fuente natural es la radiaci�n c�smica, que nos llega de fuera del planeta. La atm�sfera sirve de blindaje para la mayor parte de ella, pero de cualquier manera nos llega una dosis de aproximadamente 0.35 mSv (35 mrem)/ a�o en el ecuador a nivel del mar. Esta dosis aumenta con la latitud debido al campo magn�tico de la Tierra, hasta que a latitud 50�, se reciben aproximadamente 0.5 mSv (50 mrem)/ a�o. N�tese que estos valores son del orden de 1/ 100 del LDE. La dosis tambi�n aumenta con la altura sobre el nivel del mar porque hay menos atm�sfera para absorber la radiaci�n. A 2 000 metros sobre el nivel del mar, aumenta a 1 mSv/ a�o, mientras que a 5 000 metros llega a 3 mSv/ a�o. En un viaje a�reo trasatl�ntico, se reciben aproximadamente 0.05 mSv.

Otra fuente natural de radiaci�n son ciertos elementos radiactivos que est�n 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/ a�o. Desde luego, en yacimientos ricos en estos minerales las dosis pueden ser mayores. El rad�n es un gas radiactivo producido por el decaimiento del uranio de todos los materiales. Es responsable de aproximadamente 0.3 mSv/ a�o, 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 geol�gicas, aumentando la dosis.

Algunos ejemplos de fuentes artificiales son los reactores nucleares, las fuentes radiactivas y los aparatos para usos m�dicos e industriales de la radiaci�n. Una radiograf�a de t�rax produce 0.2 mSv en aproximadamente un segundo. Una radiograf�a dental, 10 mSv, pero en una regi�n muy localizada del cuerpo.

VI.3. RIESGOS POR RADIACI�N EXTERNA

Se entiende por radiaci�n externa la que recibe el organismo debido a fuentes exteriores a �l, generalmente selladas. La dosis recibida depender� del tipo de radiaci�n y de su energ�a (por lo tanto de su poder de penetraci�n). En general los emisores de part�culas alfa no se consideran de riesgo externo importante porque �stas no penetran sino unas micras de la piel, adem�s de que cualquier material del grueso de un papel, o unos cent�metros de aire, las absorben. Los emisores de part�culas beta son m�s importantes por el poder de penetraci�n mayor de las betas en tejido, unos cuantos mil�metros. Los emisores de rayos X y gamma, as� como los neutrones, constituyen las fuentes de mayor riesgo externo, debido principalmente a su gran poder de penetraci�n en el organismo; por lo tanto, pueden afectar cualquier �rgano. Por otro lado, son las fuentes m�s com�nmente usadas en diversas aplicaciones. Lo que sigue se refiere s�lo a rayos X y gamma o neutrones, seg�n se indique.

Las medidas de protecci�n contra la irradiaci�n 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 raz�n de dosis dada, la dosis acumulada ser� el producto de �sta por el tiempo de exposici�n. Por ejemplo, si un trabajador recibe una dosis medida en un monitor de 0.1 mSv/ hora durante tres horas de trabajo, acumular� una dosis de 0.3 mSv (v�ase la secci�n IV.6.)

Para tomar en cuenta el efecto de la distancia, consid�rese una fuente puntual de actividad A que emite radiaci�n uniformemente en todas direcciones, como lo indica la figura 23. Consideremos por el momento que la radiaci�n viaja en l�nea recta, o sea sin tomar en cuenta dispersi�n de Compton en el caso de rayos gamma o dispersi�n el�stica en el caso de neutrones. La radiaci�n act�a como si la fuente fuese un foco luminoso. A medida que uno se aleja de �l, la iluminaci�n 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 radiaci�n dependientes de sus respectivas distancias r₁ y r₂ de la fuente.

En el caso de la radiaci�n, la dosis que recibe una persona es inversamente proporcional al cuadrado de la distancia a la fuente, obedeciendo la f�rmula:

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 recibir� una cuarta parte de D1. A 3 metros, 1/9 de D₁. (V�ase el Ap�ndice IV.)

Es posible calcular la dosis absorbida o equivalente que recibe un tejido dado a cierta distancia r de una fuente de actividad A. Refiri�ndose a la figura 25, si la radiaci�n est� colimada, el tejido absorbe energ�a en el volumen indicado por l�neas quebradas, que contiene cierta masa. La raz�n de dosis de rayos gamma recibida se calcula con la f�rmula:

donde D/ t es la raz�n 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 raz�n 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 Ap�ndice V indica c�mo 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 radiois�topos de uso com�n *

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 f�rmula pr�ctica y equivalente a la anterior es:

en donde la raz�n de dosis D/ t est� en mSv/hr, M es la actividad de la fuente en MBq, E es la energ�a por desintegraci�n gamma en MeV, y r es la distancia a la fuente en metros.

El blindaje es el tercer factor de protecci�n contra radiaci�n externa. Consiste en interponer entre la fuente y la persona suficiente material para atenuar la radiaci�n. Como ya sabemos, la atenuaci�n sigue una ley exponencial:

I = I_o e^-mx,

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

A la f�rmula de raz�n 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 radiaci�n a la mitad. Se calcula con la f�rmula:

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 raz�n de dosis calculada previamente se divide entre este factor, para incluir el efecto del blindaje, resulta:

donde n es el n�mero de capas hemirreductoras de que consta el blindaje.

CUADRO 7. Coeficiente m�sico de atenuaci�n de rayos gamma de dos energ�as 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 c�lculos hechos y las f�rmulas obtenidas hasta aqu� tienen la limitaci�n importante de que no se consider� en ning�n caso la dispersi�n de la radiaci�n. Para el caso de rayos gamma no hay que olvidar que existe el efecto Compton de dispersi�n, que si bien aten�a la radiaci�n en l�nea recta, en cambio produce radiaci�n en otras direcciones. Este efecto Compton es muy importante a energ�as del orden de 1 MeV. La radiaci�n dispersada puede contribuir a la dosis recibida, como lo muestra la figura 26.

Figura 26. La radiaci�n puede ser dispersada por paredes, piso y aire.

Por esta raz�n, hay una intensificaci�n (buildup) de la dosis recibida cuando hay materiales dispersores entre la fuente y la persona, o simplemente en la vecindad de la fuente. La radiaci�n 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 f�rmulas obtenidas deben considerarse como una primera aproximaci�n a la raz�n de la dosis real.

La dispersi�n depende de los materiales, del tipo y energ�a de la radiaci�n, y de la distribuci�n geom�trica del lugar donde se efect�a la medida. Calcular su efecto es matem�ticamente posible, pero resulta un problema dif�cil, y s�lo se ha hecho para ciertas geometr�as m�s o menos comunes. Ante la imposibilidad de hacerlo para todos los casos que se presenten, se define un factor de intensificaci�n B (buildup factor) que se multiplica por la raz�n 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 �sta es apenas una aproximaci�n.

En el caso de los neutrones siguen siendo v�lidos los argumentos de tiempo y de distancia. La dosis es proporcional al tiempo de exposici�n y en primera instancia es inversamente proporcional al cuadrado de la distancia a la fuente, aunque la intensificaci�n por dispersi�n es muy importante.

Para calcular la dosis equivalente a partir de un flujo dado de neutrones se puede usar la gr�fica de la figura 27, tomada de datos de la CIPR. Esta gr�fica presenta el flujo de neutrones requerido para producir una dosis equivalente de 25 mSv/hr, para neutrones de cualquier energ�a. En t�rminos generales se pueden usar los valores de aproximadamente 2 x l0 ⁵ neutrones r�pidos/ 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), seg�n la energ�a de los neutrones.

Como ejemplo, calcularemos la dosis equivalente producida por una fuente de l0⁹ neutrones r�pidos/ seg a una distancia de 1 metro. El flujo (ver el Ap�ndice IV) de neutrones a esta distancia ser� de:

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

VI.4. PROTECCI�N CONTRA LA RADIACI�N EXTERNA

Como ya se mencion�, las medidas espec�ficas de protecci�n contra la radiaci�n externa se basan en el uso juicioso de los tres factores: tiempo, distancia y blindaje.

Las medidas de protecci�n se inician desde la planeaci�n del trabajo a desarrollar. En primer lugar se tiene la selecci�n de la fuente apropiada y de los detectores adecuados al tipo de radiaci�n. La actividad de la fuente y la energ�a de la radiaci�n deben ser las m�s bajas que sea posible para la aplicaci�n espec�fica. La fuente deber� ser sellada a menos que haya una raz�n especial para que no lo sea. De ser posible, se debe procurar que la naturaleza f�sica y qu�mica de las substancias radiactivas contenidas en la fuente reduzca al m�nimo los riesgos por ingesti�n en caso de rotura del recipiente.

Las fuentes selladas deber�n llevar una marca que permita su identificaci�n, as� como conocer la naturaleza y la intensidad de la radiaci�n emitida. Deben examinarse peri�dicamente para descubrir posibles roturas o fugas. Las fuentes que hayan sufrido alg�n deterioro mec�nico o por corrosi�n deber�n guardarse de inmediato en un recipiente herm�tico hasta que personal especializado pueda determinar si necesita reparaci�n.

Las fuentes deber�n estar dentro de su contenedor o blindaje siempre que no est� en uso. Deber� llevarse un registro que permita su localizaci�n en todo momento. El contenedor deber� guardarse bajo llave (doble llave de preferencia), con control estricto del n�mero de llaves y del personal que tiene acceso a ellas. El almac�n deber� estar resguardado de inclemencias del tiempo, adem�s de cubrir los requisitos de protecci�n al personal. Si se sospecha del extrav�o de una fuente, debe avisarse de inmediato al encargado de protecci�n radiol�gica, y si se confirma la p�rdida, a la autoridad competente.

La manipulaci�n de las fuentes deber� hacerse procurando mantener al m�nimo las dosis recibidas, usando los factores tiempo, distancia y blindaje. Deber� se�alarse adecuadamente el �rea 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 contaminaci�n; deber�n usarse pinzas largas. La manipulaci�n deber� planearse de antemano, incluyendo simulacros sin fuente que permitan minimizar las dosis.

VI.5. EFECTOS POR RADIACI�N INTERNA

La radiaci�n interna se presenta cuando la fuente radiactiva se encuentra dentro del organismo. Puede ingresar al cuerpo por ingesti�n, por inhalaci�n, por absorci�n a trav�s de la piel, o por contacto con una herida abierta.

El da�o depende del tipo de radiaci�n emitida, de su energ�a, del �rgano en que se localiza y de su permanencia dentro del organismo. Por su alta ionizaci�n espec�fica, las alfas y las betas constituyen en este caso un alto riesgo, pues una peque�a cantidad de material emisor puede depositar una dosis alta muy localizada.

La vida media del is�topo es importante cuando la substancia se fija en el organismo. Pero tambi�n se puede hablar de una vida media de permanencia en el cuerpo, determinada por los mecanismos naturales de eliminaci�n de substancias ajenas o t�xicas. Las propiedades qu�micas de la sustancia ingerida determinan esta eliminaci�n. Por ejemplo, una substancia qu�mica que se elimina con la orina s�lo permanecer� en el cuerpo unas cuantas horas, pero una que se fija en los huesos permanecer� toda la vida del individuo. La dosis recibida a final de cuentas ser� producto de la combinaci�n de las dos vidas medias.

Cuando se trabaja con fuentes selladas, el riesgo por radiaci�n interna es m�nimo, a menos que se da�e la fuente y se derrame el material radiactivo. Cuando se manejan fuentes radiactivas abiertas, o sea en forma de l�quidos, 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 contaminaci�n, y puede ocasionar la penetraci�n al cuerpo, con el consiguiente riesgo interno.

VI.6. PREVENCI�N DE RIESGOS POR RADIACI�N INTERNA

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

Para evitar la contaminaci�n 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 qu�mico o de fuego, o est� sujeta a fuerzas externas que puedan ocasionar la rotura de su c�psula. Para verificar la integridad f�sica de una fuente sellada se practica la llamada prueba de fuga. Hay varios tipos de prueba de fuga, pero la m�s frecuente, si la fuente no es de actividad muy alta, consiste en frotar la fuente o los lugares aleda�os con un algod�n o papel absorbente, de preferencia impregnados con un solvente, como agua o alcohol. Este algod�n se deposita en un tubo de ensayo o bolsa de pl�stico debidamente etiquetado, identific�ndolo claramente. Luego se env�a 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 dise�ado 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 utilizaci�n de guantes, batas, tapabocas, o mascarillas casi siempre es obligada. Siendo la nariz y la boca las principales v�as de acceso de material extra�o, 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 tambi�n 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 radiaci�n, para evitar la posible dispersi�n del material radiactivo.

En el manejo de fuentes abiertas por lo general hay residuos, as� 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 est�n sujetos a un tratamiento o almacenamiento apropiados.

VI.7. DEPENDENCIAS OFICIALES RELACIONADAS CON LA SEGURIDAD RADIOL�GICA

La Comisi�n Internacional de Protecci�n Radiol�gica, conocida por sus siglas CIPR, es la organizaci�n internacional que se ha encargado de emitir las recomendaciones para una buena pr�ctica en la posesi�n, uso, transporte, almacenamiento, etc., del material radiactivo.

A nivel nacional cada pa�s cuenta con sus propios organismos que reglamentan estas actividades, generalmente basadas en las recomendaciones de la CIPR. En M�xico estas funciones recaen en la Comisi�n Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (SEMIP), la Secretar�a de Salud, la Secretar�a del Trabajo y Previsi�n Social, y la Secretar�a de Desarrollo Urbano y Ecolog�a.