Compendio de Protección Radiológica by Roberto Estévez Echanique

2019 COMPENDIO DE PROTECCION RADIOLOGICA

Ing. Roberto EstÃ©vez Echanique

TÍTULO: COMPENDIO DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

AUTOR: ING. ROBERTO ESTÉVEZ ECHANIQUE

DISEÑO DE PORTADA Y DIAGRAMACIÓN: ING. ROBERTO ESTÉVEZ ECHANIQUE

PRIMERA EDICIÓN: MAYO DE 2019

DERECHOS DE AUTOR:

INTRODUCCIร N Esta obra tiene el objetivo de ser un medio de consulta para estudiantes de pregrado y posgrado en el campo de la Imagenologia y Radiologia. Su contenido corresponde a una recopilaciรณn bibliogrรกfica didรกcticamente estructurada, que refuerzan el aprendizaje impartido en las aulas universitarias.

ÍNDICE

HISTORIA DE LOS RAYOS X .................................................................................................... 8 QUÉ SON LOS RAYOS X ...................................................................................................... 8 EXITACIÓN DE UN ÁTOMO .................................................................................................. 8 RADIACIÓN IONIZANTE ........................................................................................................ 9 TIPOS DE RADIACION IONIZANTE ...................................................................................... 9 Radiación α (alfa) ................................................................................................................ 9 Radiación β (beta) .............................................................................................................. 9 Radiación (gamma) ........................................................................................................... 9 Radiación neutrónica .......................................................................................................... 9 MEDICION DE LA EXPOSICIÓN ........................................................................................... 9 RADIACIÓN NATURAL .......................................................................................................... 9 RADIACIÓN INTERNA ......................................................................................................... 10 RADIACIÓN ARTIFICIAL...................................................................................................... 10 FÍSICA DE LAS RADIACIONES ............................................................................................... 10 INTRODUCCIÓN .................................................................................................................. 10 HISTORIA DE LAS RADIACIONES ...................................................................................... 10 CASOS Y ANTECEDENTES ................................................................................................ 11 MARCO TEÓRICO ............................................................................................................... 11 Estructura Del Átomo ........................................................................................................ 11 Número Atómico Y Numero Másico .................................................................................. 12 Naturaleza De La Radiación Electromagnética ................................................................. 12 Espectro De La Radiación Electromagnética .................................................................... 12 Fotones ............................................................................................................................. 13 RADIOACTIVIDAD ........................................................................................................... 13 Radiaciones ionizantes ................................................................................................. 13 Radiaciones no ionizantes ............................................................................................ 13 TIPOS DE DESINTEGRACIÓN RADIACTIVA .................................................................. 13 

Desintegración alfa ............................................................................................... 13



Desintegración beta .............................................................................................. 13



Desintegración beta negativa ................................................................................ 13



Desintegración beta positiva ................................................................................. 14



Desintegración por captura electrónica ................................................................. 14



Emisión gamma .................................................................................................... 14

FUENTES DE RADIACIÓN IONIZANTE .................................................................................. 14 Introducción .......................................................................................................................... 14 Fuentes radioactivas ............................................................................................................. 14  -

Tipos de Fuentes por su Origen: ................................................................................... 15 Fuentes Naturales ..................................................................................................... 15 2

Fuentes Artificiales .................................................................................................... 15



Tipos de fuente en base al tipo de emisión ................................................................... 15



Tipos de fuentes en base a la forma de contención: ..................................................... 15

Fuentes selladas ....................................................................................................... 15 Aplicaciones médicas fuentes selladas ......................................................................... 16 Aplicaciones médicas fuentes abiertas ......................................................................... 16

RAYOS X .............................................................................................................................. 16 HISTORIA ............................................................................................................................. 16 EL EQUIPO DE RAYOS X .................................................................................................... 17 Tubo de rayos x ................................................................................................................ 17 

Carcasa protectora .................................................................................................... 17



Envoltura de cristal.................................................................................................... 17



Cátodo ...................................................................................................................... 17



Ánodo ....................................................................................................................... 17

Consola de control ............................................................................................................ 17 Sección de alta tensión ..................................................................................................... 17 GENERACIÓN DE RAYOS X ............................................................................................... 18 -

Radiación de frenado ............................................................................................ 18

Rayos x característicos ......................................................................................... 18

ESPECTRO DE EMISIÓN DE RAYOS X ............................................................................. 18 Cantidad de rayos x .......................................................................................................... 18 FACTORES QUE AFECTAN LA CANTIDAD DE RAYOS X ............................................. 18 Calidad de rayos x ............................................................................................................ 18 FACTORES QUE AFECTAN LA CALIDAD ...................................................................... 18 TIPOS DE RADIACIÓN X ................................................................................................. 18 

RADIACIÓN PRIMARIA ........................................................................................ 18



RADIACIÓN SECUNDARIA .................................................................................. 18



RADIACIÓN DE FUGA ......................................................................................... 19

EFECTOS BIOLÓGICOS DE LAS RADIACIONES IONIZANTES ............................................ 19 efectos nocivos de la radiación ............................................................................................. 20 Marco teórico ........................................................................................................................ 21 Interacción de la radiación con la materia ............................................................................. 21 Absorción o efecto fotoeléctrico ............................................................................................ 22 PROTECCIÓN RADIOLÓGICA ................................................................................................ 22 MARCO TEÓRICO ............................................................................................................... 22 HISTORIA ............................................................................................................................. 23 ACCIDENTES....................................................................................................................... 24 DOSIMETRIA DE LAS RADIACIONES IONIZANTES .............................................................. 26 HISTORIA ............................................................................................................................. 26 MAGNITUDES Y UNIDADES DOSIMÉTRICAS ............................................................... 26 3

Antecedentes de importancia................................................................................................ 26 ACTIVIDAD DE UNA FUENTE RADIACTIVA ................................................................... 26 EXPOSICIÓN ....................................................................................................................... 26 TIPOS DE EXPOSICIÓN ...................................................................................................... 27 ‐

Exposición ocupacional ............................................................................................. 27

‐

Exposición médica .................................................................................................... 27

‐

Exposición del público ............................................................................................... 27

DOSIS ABSORBIDA ............................................................................................................. 27 KERMA ................................................................................................................................. 28 DOSIS EQUIVALENTE ......................................................................................................... 29 Factores de ponderación de la radiación ............................. .............................................29 DOSIS EFECTIVA ................................................................................................................ 29 Marco teórico ........................................................................................................................ 30 DETECCIÓN Y MEDICIÓN DE LAS RADIACIONES IONIZANTES ..................................... 30 DETECTORES POR IONIZACIÓN: DETECTORES GASEOSOS........................................ 30 DETECTORES POR EXCITACIÓN: DETECTORES DE CENTELLEO ................................ 30 DOSIMETRÍA PERSONAL ................................................................................................... 31 TIPOS DE DOSÍMETROS .................................................................................................... 31 TRANSPORTE DE MATERIAL RADIOACTIVO ......................................................................31 HISTORIA ............................................................................................................................. 32 ANTECEDENTES DE IMPORTANCIA ................................................................................. 32 Marco teórico ........................................................................................................................ 32 PRINCIPALES DISPOSICIONES EN TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO........... 32 TIPOS DE BULTOS .............................................................................................................. 33 BULTOS EXCEPTUADOS ................................................................................................... 33 BULTOS INDUSTRIALES .................................................................................................... 33 TIPO BI-1 .......................................................................................................................... 33 TIPO BI-2 .......................................................................................................................... 33 TIPO BI-3 .......................................................................................................................... 34 BULTOS DE TIPO A ......................................................................................................... 34 BULTOS TIPO B ............................................................................................................... 34 CATEGORÍA Y ETIQUETADO DE LOS BULTOS ................................................................ 35 CATEGORIA 'BLANCA: ...................................................................................................... 35 CATEGORIA II-AMARILLA: ................................................................................................ 35 CATEGORIA lll -AMARILLA: .............................................................................................. 35 MARCADO DE LOS BULTOS .............................................................................................. 36 HISTORIA DE LOS RESIDUOS RADIOACTVOS .................................................................... 36 ANTECEDENTES ................................................................................................................. 37 MARCO TEORICO ............................................................................................................... 38 PRODUCTORES DE RESIDUOS RADIACTIVOS ............................................................... 38 4

TRATAMIENTO Y ACONDICIONAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS ...................... 39 DE BAJA Y MEDIANA ACTIVIDAD (RRBMA). ................................................................. 39 TRANSPORTE DE RESIDUOS RADIACTIVOS ............................................................... 39 ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS ...................................................... 39 ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS DE ACTIVIDAD ALTA ........................................... 39 ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS DE MEDIANA Y BAJA ACTIVIDAD ....................... 40 ACCIDENTES Y EMERGENCIAS RADIOLÓGICAS ................................................................ 40 HISTORIA ............................................................................................................................. 40 ANTECEDENTES ................................................................................................................. 40 MARCO TEÓRICO ............................................................................................................... 42 ACCIDENTES Y EMERGENCIAS RADIOLOGICAS ............................................................ 42 TIPOS DE ACCIDENTES ..................................................................................................... 42 CAUSAS DE ACCIDENTES ................................................................................................. 42 ACCIDENTES Y SUS CONSECUENCIAS ........................................................................... 43 ACCIDENTES” EN RADIODIAGNÓSTICO MÉDICO ........................................................... 43 CLASIFICACIÓN DE LOS ACCIDENTES ............................................................................ 43 MEDIDAS DE PROTECCIÓN ........................................................................................... 44 IMPORTANCIA DEL REGLAMENTO Y SU FUNCION............................................................. 44 MARCO TEÓRICO ............................................................................................................... 45 TITULO PRIMERO ............................................................................................................... 45 CAPITULO I ...................................................................................................................... 45 LIMITES DE DOSIS ...................................................................................................... 45 CAPITULO II ..................................................................................................................... 45 CAPITULO III .................................................................................................................... 45 CAPITULO IV ................................................................................................................... 45 CAPITULO I ...................................................................................................................... 46 CAPITULO II ......................................................................................................................... 46 CAPITULO III .................................................................................................................... 46 CAPITULO IV ................................................................................................................... 46 CAPITULO V .................................................................................................................... 47 TITULO TERCERO............................................................................................................... 47 CAPITULO I ...................................................................................................................... 47 CAPITULO II ..................................................................................................................... 47 CAPITULO III .................................................................................................................... 48 CAPITULO IV. .................................................................................................................. 48 CAPITULO V .................................................................................................................... 48 TITULO CUARTO ................................................................................................................. 49 CAPITULO I ...................................................................................................................... 49 CAPITULO II ..................................................................................................................... 49 TITULO QUINTO .................................................................................................................. 50 5

CAPITULO I ...................................................................................................................... 50 CAPITULO II ..................................................................................................................... 50 CAPITULO III .................................................................................................................... 50 CAPITULO IV ................................................................................................................... 50 CAPITULO V .................................................................................................................... 50 CAPITULO VI ................................................................................................................... 51 CAPITULO VII .................................................................................................................. 51 TITULO SEXTO .................................................................................................................... 51 CAPITULO I ...................................................................................................................... 51 CAPITULO II ..................................................................................................................... 51 RESIDUOS HOSPITALARIOS ................................................................................................. 52 Antecedentes ........................................................................................................................ 52 Marco teórico ........................................................................................................................ 52 DESECHOS GENERADOS EN UN HOSPITAL ................................................................... 52 CARACTERÍSTICAS DE LOS RECIPIENTES PARA LOS DESECHOS HOSPITALARIOS INFECCIOSOS ................................................................................................................. 52 ALMACENAMIENTO INTRAHOSPITALARIO DE LOS DESECHOS HOSPITALARIOS INFECCIOSOS ................................................................................................................. 53 TIPOS DE ALMACENAMIENTO ................................................................................... 53 RECOLECCIÓN Y TRANSPORTE INTRAHOSPITALARIO DE LOS DESECHOS HOSPITALARIOS INFECCIOSOS.................................................................................... 53 RUTAS Y HORARIOS PARA LA RECOLECCIÓN DE DESECHOS ................................ 53 ENFERMEDADES ASOCIADAS A LA INADECUADA GESTIÓN DE RESIDUOS HOSPITALARIOS ................................................................................................................. 54 SEGURIDAD E HIGIENE OCUPACIONAL ....................................................................... 54 RIESGOS PARA LA SALUD............................................................................................. 54 IDENTIFICACIÓN DE LAS ÁREAS DE MAYOR RIESGO DE CONTAGIO ...................... 55 DISPOSICIÓN GENERAL DE LOS DESECHOS HOSPITALARIOS ........................................ 56 HISTORIA ............................................................................................................................. 56 ANTECEDENTES ................................................................................................................. 56 MARCO TEÓRICO ............................................................................................................... 57 DESECHOS HOSPITALARIOS ............................................................................................ 57 ETAPAS DEL MANEJO DE DESECHOS SÓLIDOS HOSPITALARIOS ............................... 58 CLASIFICACIÓN DE LOS DESECHOS HOSPITALARIOS .................................................. 59 DESECHOS ESPECIALES............................................................................................... 59 Desechos químicos ....................................................................................................... 59 Desechos radiactivos .................................................................................................... 60 Desechos farmacéuticos ............................................................................................... 60 HISTORIA DE LA RADIOLOGÍA EN EL ECUADOR Y LA OBTENCIÓN DE LA LICENCIA. .... 60 HISTORIA ............................................................................................................................. 60 MARCO TEORICO ............................................................................................................... 61 6

REQUISITOS PARA LA OBTENCIÓN DE LA LICENCIA ..................................................... 62 USOS PACÍFICOS DE LA ENERGÍA ATÓMICA ...................................................................... 63 Historia ................................................................................................................................. 63 Marco teórico ........................................................................................................................ 64 USOS PACÍFICOS DE LA ENERGÍA NUCLEAR ................................................................. 64 AGRICULTURA Y ALIMENTACIÓN ................................................................................. 64 Control de Plagas ......................................................................................................... 64 CONSERVACIÓN DE ALIMENTOS ................................................................................. 64 HIDROLOGÍA ................................................................................................................... 64 MEDICINA ........................................................................................................................ 65 MEDIO AMBIENTE ........................................................................................................... 65 INDUSTRIA E INVESTIGACIÓN ...................................................................................... 65 DATACIÓN ....................................................................................................................... 66 INVESTIGACIÓN .............................................................................................................. 66 TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO .......................................................................... 66 HISTORIA ............................................................................................................................. 66 CASOS y antecedentes ........................................................................................................ 67 MARCO TEORICO ............................................................................................................... 69 GLOSARIO DE TÉRMINOS ..................................................................................................... 70 BIBLIOGRAFÍA ......................................................................................................................... 71

HISTORIA DE LOS RAYOS X

Heinrich Gessler 1838 Inventó un abomba de vacío sin elementos mecánicos móviles, basado en los trabajos de Evangelista Torricelli.

Fig 1: Heinrich Gessler

William Crokkes 1870 Invento el tubo de Crokkes, para el estudio de las propiedades de los rayos

catódicos también invento

radiómetro,

y el

espintariscopio un detector de partícula.

Fig 2: William Crokkes

Wilhelm ConradRontgen 1895 EL 8 de noviembre de 1895 produjo radiación electromagnética en las longitudes de onda correspondiente a los actualmente llamados rayos x. Fig 3: Wilhelm ConradRontgen QUÉ SON LOS RAYOS X Son fotones de alta energía que se producen cuando los electrones atómicos cambian de órbita o cuando inciden electrones sobre un material y son frenados. La radiación transporta energía que irradia átomos energéticos y estos son parte del espectro electromagnético. Existe una relación entre longitud de onda y nivel energético. Mientras más pequeña es la longitud de onda, mayor es su nivel energético. EXITACIÓN DE UN ÁTOMO Es cuando los electrones tienen exceso de energía y saltan de un orbital a otro, fenómenos como este son los que produces la fluorescencia o fosforescencia (que no es lo mismo) en algunos compuestos de flúor o del fosforo. En este caso, el átomo almacena mucha energía excitando a los electrones y posteriormente esa energía es emitida como luz.

RADIACIÓN IONIZANTE La radiación es el transporte o la propagación de energía en forma de partículas u ondas. Si la radiación es debida a fuerzas eléctricas o magnéticas se llama radiación electromagnética, y si deja cargados a los átomos eléctricamente, se la conoce como radiación ionizante.

Fig 4: Unidad 1 cargas y fuerza eléctrica. Espectro electromagnético. TIPOS DE RADIACION IONIZANTE Radiación α (alfa) Un núcleo inestable emite un núcleo de helio (formado por dos protones y dos neutrones); el núcleo original se transforma en otro. Radiación β (beta) Existen dos tipos de esta radiación: si un núcleo inestable emite un electrón, se llama beta menos (β), y si emite un positrón se llama beta más (β+); el núcleo original se transforma en otro. Radiación (gamma) Son fotones usualmente de muy alta energía, emitidos por núcleos inestables u otros procesos. El núcleo no cambia su identidad, sino que únicamente pierde energía. Radiación neutrónica Es la emisión de neutrones en procesos nucleares.

MEDICION DE LA EXPOSICIÓN La exposición a la radiación ionizante suele medirse en forma de “dosis efectiva”, la cual está en función de la energía cedida al tejido por la radiación, al tipo de radiación y a la sensibilidad de los tejidos irradiados. La unidad es el Sievert (Sv), aunque corrientemente se utiliza el milisievert (mSv). RADIACIÓN NATURAL

Nuestro planeta está siendo bombardeado constantemente por partículas provenientes del espacio que reciben el nombre de rayos cósmicos y que consisten principalmente en protones, núcleos pesados, partículas alfa y beta y radiación gamma. La atmósfera actúa como un filtro y disminuye la cantidad de esta radiación que llega a la tierra, pero no su totalidad. 9

RADIACIÓN INTERNA Dos tercios de la dosis equivalente efectiva recibida por el hombre de fuentes naturales proviene de sustancias radioactivas que se encuentran en el aire que respira, en los alimentos que se ingiere y en el agua que se bebe. RADIACIÓN ARTIFICIAL Durante las últimas décadas. El hombre ha creado “artificialmente” varios cientos de radionucleídos y ha aprendido a utilizarlos con diversos propósitos FÍSICA DE LAS RADIACIONES INTRODUCCIÓN Las radiaciones ionizantes no se pueden ver o sentir, pero si se pueden describir y cuantificar físicamente, como también se pueden detectar con precisión mediante experimentos apropiados. Existen actividades que benefician al ser humano, pero al mismo tiempo representa un riesgo para el mismo, las materias implicadas se manipulan de manera imprudente y los residuos que se manejan de forma inadecuada. El beneficio es evidente cuando una enfermedad puede ser tratada con radiación, se debe aprovechar los beneficios que otorga la radiación ionizante ya que pueden obtenerse con un alto grado de seguridad. La mayor parte de la radiación ionizante recibida por la población mundial proviene de fuentes naturales y es inevitable exponerse a la mayoría de ellas. El ser humano ha producido artificialmente fuentes de radiación usada con distintos propósitos: médicos, bélicos, industriales y para la generación eléctrica.

HISTORIA DE LAS RADIACIONES

La radiactividad, que está presente de forma natural en todos los lugares de nuestro planeta y que forma parte esencial de nuestro entorno. Fue descubierta a finales del siglo XIX por Henri Becquerel quién descubrió en marzo de 1896, un tipo de radiación invisible, penetrante, espontáneamente emitida por el uranio. Demostró que esos “rayos uránicos” impresionaban placas fotográficas y hacían que el aire condujera electricidad. En 1898, Pierre y Marie Curie descubrieron otros 2 elementos que emitían radiaciones parecidas. Al primero le dieron el nombre de polonio y al segundo lo llamaron radio, en diciembre del mismo año, caracterizaron el fenómeno que originaba dichas radiaciones y le dieron el nombre de “radiactividad”. En 1895 Un físico alemán Wilhelm Roentgen descubre de manera casual los rayos X, mientras estudiaba el comportamiento de los electrones emitidos por un tubo de crookes. Observó que cuando ponía la mano delante del tubo la sombra de los huesos se hacía visible, y cuando movía los dedos podía ver el esqueleto en funcionamiento. Expuso las manos de su mujer a la radiación emitida y colocó debajo una placa fotográfica. El resultado fue la primera radiografía de la historia. 10

CASOS Y ANTECEDENTES El descubrimiento de la radioactividad, hace menos de un siglo, fue el origen de un desarrollo científico grande, en el campo de la física y química, y también en el conocimiento del átomo y la materia. En la última década del pasado siglo, el alemán Roentgen, hacía experimentos con la luz fluorescente, producida por electrones, construyó la pantalla fluorescente, este notó que la pantalla brillaba aun cuando los electrones no podían llegar hasta ella. Se dio cuenta que la fuente que tenía era el origen de otra nueva clase de rayos que penetraban cartón y más adelante se percató que no solo eso, ya que luego colocó su mano entre el tubo y la pantalla y vio el esqueleto de su mano en vida. Fue enorme el impacto que causo el descubrimiento de estos rayos, que más adelantes se denominarían X, por desconocer de qué se trataban. Este descubrimiento nos acercó al propósito de determinar qué es radiactividad. Los elementos radiactivos naturales se encuentran distribuidos en forma bastante uniforme en las rocas y suelos de la corteza terrestre, la cual está constituida principalmente por basalto y granito. La mayor parte de esta radiactividad proviene de las series radiactivas naturales, tiende a escapar de la corteza terrestre y puede ser arrastrada por el agua o algún otro fluido para migrar hacia la superficie terrestre y pasar finalmente a la atmósfera. MARCO TEÓRICO Estructura Del Átomo La materia posee una estructura corpuscular constituida por átomos y moléculas formadas por combinaciones de ellos. El átomo constituye la menor unidad de sustancia simple que conserva sus propiedades químicas, considerado como un bloque básico e indivisible. Cada átomo tiene un pequeño núcleo central con carga eléctrica positiva y en este núcleo es donde está concentrado la mayor parte de la masa del átomo. El núcleo está constituido por dos partículas elementales:  Protón: Partícula de carga eléctrica positiva igual a una carga elemental y 1.67262 10

, y una masa 1.837 veces mayor que la del electrón.

 Neutrón: Partículas carentes de carga eléctrica y una masa un poco mayor que la del protón (1.67493 10

Número Atómico Y Numero Másico El átomo en su conjunto es eléctricamente neutro ya que la carga positiva del núcleo queda contrarrestada por la carga negativa de los electrones situados en la corteza del átomo. Al número de protones del núcleo o número de electrones orbitales, cuando el átomo está en estado neutro, es llamado número atómico, representado con la letra Z. La suma del número de protones y del número de neutrones se conoce como número másico, representado con la letra A. 11

 Isótopos. -Mismo número atómico Z y diferente número másico A.  Isóbaros.- Mismo número másico A y diferente número atómico Z.  Isótonos. -Igual número de neutrones N.

Naturaleza De La Radiación Electromagnética La energía electromagnética es una entidad física que se manifiesta bajo dos aspectos complementarios entre sí: el ondulatorio que permite explicar ciertos fenómenos como los de difracción e interferencia interpreta la radiación como un campo eléctrico y uno magnético oscilando en planos perpendiculares y el corpuscular que permite explicar ciertos hechos experimentales como el efecto fotoeléctrico y la absorción de radiación por las moléculas y consiste en concebir la radiación como un haz de corpúsculos llamados fotones que se desplazan en la dirección del haz con la velocidad de la luz. Electrón Voltio. - es una unidad de energía que representa la variación de energía cinética que experimenta un electrón al moverse desde un punto de potencial Va hasta un punto de potencial Vb.

Espectro De La Radiación Electromagnética Es el conjunto de radiaciones electromagnéticas conocidas constituyen un espectro continuo de una amplitud extraordinaria. Se extiende desde las ondas radioeléctricas más largas hasta los rayos gamma más energéticos.

Fig 5: Spectrum Properties.

Fotones Son partícula portadora de todas las formas de radiación electromagnética. El efecto fotoeléctrico se lo conoce como la emisión de electrones por las superficies de algunos metales al ser iluminadas por un rayo de luz. RADIOACTIVIDAD

Entre los nucleídos naturales y los que el hombre ha sido capaz de crear existen algunos que son inestables esos nucleídos inestables reciben el nombre de radionucleidos y pasan a su estado fundamental (de mínima energía) mediante la emisión de radiación. Tal proceso se conoce con el nombre de radioactividad o desintegración radioactiva. Radiaciones ionizantes: Energía suficiente para liberar electrones de los átomos producir ionización y romper enlaces químicos en moléculas orgánicas. Como los rayos cósmicos, rayos x, gamma y rayos ultravioletas Radiaciones no ionizantes: Su energía no es suficiente para liberar electrones de los átomos ni romper enlaces químicos como la energía electromagnética de Rf, radiaciones infrarrojas y visibles. TIPOS DE DESINTEGRACIÓN RADIACTIVA Las formas más frecuentes de desintegración de los radionucleidos son: alfa, beta y emisión gamma.  Desintegración alfa: El movimiento de nucleones da lugar a que se agrupen dos protones y dos neutrones formando lo que se cómo partículas alfa. Esta partícula alfa estará sometida dentro del núcleo a intensas fuerzas atractivas nucleares de corto alcance, y fuera de el a la fuerza de repulsión electrostática (las fuerzas nucleares en el exterior del núcleo son despreciables), dando como resultado la emisión de una partícula alfa cuya energía varía entre 4 y 10 MeV. En los núcleos emisores alfa, el periodo de semidesintegracion vari desde 10 años a 10 segundos. Por otra parte, los nucleídos de vida larga emiten las partículas alfa con menos energía que es de vida corta siendo estas energías de desintegración variables.  Desintegración beta: Hay tres procesos que se agrupan bajo el nombre general de desintegración beta  Desintegración beta negativa : Este fenómeno corresponde a la transformación dentro del núcleo de un neutrón en un protón. -

neutrón= protón más electrón

nucleído formado isóbaro

 Desintegración beta positiva: el fenómeno corresponde a la transformación de pronto en un neutrón en el núcleo. En este caso el núcleo emite un positrón y el número atómico disminuye a Z-1, su número de masa no cambia. -

Protón= neutrón más positrón.

Nucleído formado isobaro.

 Desintegración por captura electrónica: Este fenómeno se caracteriza porque el núcleo captura un electrón planetario, usualmente de la capa más próxima a él. Es un camino alternativo de la desintegración B y origina el mismo nucleído. Se diferencia de la desintegración B positiva en que no hay emisión externa de positrones, sino de rayos

característicosdel elemento formado en la desintegración. Este se origina por el llenado de electrones de orbitas de mayor energía a la vacancia producida por la captura.  Emisión gamma: la emisión de una onda electromagnética por un núcleo radioactivo al pasar de un estado excitado, es decir de una configuración con energía superior a lo normal u otro estado de energía más bajo o al estado fundamental, recibe el nombre deradiación gamma o emisión gamma. FUENTES DE RADIACIÓN IONIZANTE INTRODUCCIÓN Los científicos descubrieron que rayos emitidos por los materiales radiactivos golpeaban el cuerpo como minúsculas balas. Al hacerlo impactaban en las células los rayos mataban suficientes células vivas. Al darse cuenta de esto los científicos idearon modos para la manipulación segura de estos materiales. Sus recomendaciones fueron base para las leyes, en todos los países concernientes al manejo y transporte de los minerales radiactivos. Hoy en día lesiones y muertes debido a accidentes en el manejo de materiales radiactivos son muy raras. La humanidad ha estado siempre expuesta a una cierta cantidad de radiactividad, los rayos cósmicos han estado cayendo sobre la tierra desde el principio de los tiempos. Los alimentos que consumimos tienen pequeños pero medibles cantidades de radioactividad.

Fig 6: Fuentes de Radiacion FUENTES RADIOACTIVAS Son fuentes de radiación constituidas por material radiactivo, entendiéndose por este a cualquier material sólido, líquido, o gaseoso capaz de emitir radiaciones espontáneamente, es decir sufrir transformaciones nucleares que resultan en la formación de nuevos elementos estas transformaciones son llevadas a cabo por uno de los diferentes mecanismos incluyendo emisión de partículas Alfa, emisión de partículas beta, positrones y captura de electrones.  TIPOS DE FUENTES POR SU ORIGEN: -

Fuentes Naturales: son aquellas que se encuentran en el medio ambiente. En la naturaleza existen las llamadas cadena radiactivas y son la del uranio, del torio, y del actinio, siendo el toreo el más abundante de todo de los radioisótopos naturales. Todas las series radiactivas tienen varias características en común primero es el hecho de que el primer miembro de cada serie es de vida larga con periodos de semidesintegracion, 14

que pueden ser medidos en unidades de tiempo geológico. Una segunda característica común es el que cada una tiene un miembro gaseoso, y adicionalmente que el gas radiactivo en cada caso es un isótopo diferente del elemento radón. -

Fuentes Artificiales: son las fuentes creadas por el hombre. Muchos radioisótopos utilizados en diferentes aplicaciones tienen períodos de semidesintegración de algunos días como mínimo, lo que permite fabricarlos en instalaciones centralizadas y distribuidas a los usuarios, los catálogos de las firmas proveedoras más importantes incluyen de 250 a 200 radios nucleídos para ser utilizados en aplicaciones específicas.  TIPOS DE FUENTE EN BASE AL TIPO DE EMISIÓN

Las sustancias radiactivas son emisores de energía predecible y continúa la energía emitida puede hacerlo en forma de partículas Alfa, partículas Beta, y rayos Gamma la interacción entre estas revisiones y la materia puede en ciertas circunstancias dar lugar a la emisión de neutrones. Las fuentes de radiactivas pueden clasificarse en: Emisores alfa Emisores beta Emisores gama rayos x Neutrones.

Fig 7: UMSA – FCPN – FÍSICA-RADIACION.  TIPOS DE FUENTES EN BASE A LA FORMA DE CONTENCIÓN: Las sustancias radiactivas pueden producirse en cualquier forma física, sólida, líquida y de acuerdo a la forma en que están contenidas se les clasifican las selladas y abiertas. -

Fuentes selladas: son aquellas que se ha diseñado y fabricado para resistir las pruebas más intensas incluidas fuerzas de impacto especificadas, fuerzas de aplastamiento, inversión en líquidos y tensión térmica sin que se produzca fuga de la sustancia radioactiva. Todas las fuentes selladas se han probado para comprobar la ausencia de fuga, después de su fabricación y la prueba llamada de frotamiento debe repetirse periódicamente durante la vida útil de la fuente. Las fuentes selladas presentan únicamente un peligro externo.

Aplicaciones médicas fuentes selladas: -

Teleterapia: Se denomina así a una rama de la terapia oncológica por la que se busca eliminar las células tumorales mediantes haces de radiación ionizante que se dirigen desde el exterior del cuerpo del paciente, hacia el volumen de localización del tumor maligno. 15

La Braquiterapia: La cantidad de radiación que se puede suministrar al tumor por medio de la teleterapia, es a menudo limitada por el riesgo de dar una dosis inaceptable a los tejidos sanos por lo que se debe pensar en el fin de impartir la dosis suficiente al tumor.

Fuentes abiertas: Son aquellas fuentes que están en contacto con el ambiente en que se encuentran, es probable que en el momento de su entrega las sustancias radioactivas abiertas tales como líquidos, polvos, y gases se contengan por ejemplo dentro de una botella o cilindro, pero en el momento de su utilización es preciso extraerlas de allí y manipularlas, algunas fuentes no selladas permanecen dentro del recipiente pero la contención es intencionalmente débil de modo que presenta una ventana para que emerja la radiación.

Aplicaciones médicas fuentes abiertas: -

Consiste en la administración de radiofármacos al paciente para realizar mediciones fisiológicas obtener imágenes de órganos y glándulas o sistemas y llevar a cabo ciertos tratamientos. RAYOS X

Son ondas cortas que atraviesan espesores apreciables de materia opaca a la luz y proporcionan imágenes de la estructura interna del cuerpo humano o cualquier material denso. HISTORIA Los rayos x no fueron inventados sino descubiertos, y además de modo accidental. El 8 de noviembre de 1895, Wilhelm Roentgen se encontraba trabajando en su laboratorio de la universidad de Würzburg, en Alemania. Había obscurecido su laboratorio y rodeado un tubo de Crookes con papel fotográfico a fin de ver mejor el efecto de los rayos catódicos en el tubo. Una placa cubierta de platino cianuro de bario, una sustancia fluorescente, estaba por casualidad en un banco de trabajo a varios metros del tubo de Crookes. El tubo no emitía ningún rayo de luz invisible debido al papel que lo rodeaba, pero Roentgen noto la fluorescencia del platino cianuro de bario, a pesar de la distancia que lo separaba del tubo de Crookes. La intensidad de la fluorescencia aumento al acercar la placa al tubo, y tanto que no cabía duda sobre el origen del estímulo que causaba la fluorescencia.

Fig 8: Roentgen wilhem: biografía, descubrimientos, hechos de su vida.

EL EQUIPO DE RAYOS X Tubo de rayos x  Es un componente del aparato de rayos x que rara vez ve el técnico radiólogo. Está contenido en una carcasa protectora y por tanto es inaccesible. Las partes principales son el cátodo y el ánodo.  Carcasa protectora.- esta forrada de plomo y diseñada para controlar dos peligros serios: la exposición excesiva a la radiación y la descarga eléctrica.  Envoltura de cristal.- el tubo de rayos x es un tubo de vacío electrónico. Los componentes del tubo se encuentran dentro de una envoltura fabricada habitualmente con cristal pírex para que pueda soportar el tremendo calor generado, mantiene el vacío dentro del tubo, vacío que hace posible una producción más eficaz de rayos x y prolonga la vida del tubo.  Cátodo.- es el lado negativo del tubo de rayos x, está constituido por dos partes principales: un filamento y una copa de enfoque.  Ánodo.- es el lado positivo del tubo de rayos x. existen dos tipos de ánodo: estacionario o fijo y rotatorio. El ánodo tiene tres funciones en un tubo de rayos x. recibe los electrones emitidos por el cátodo, los conduce a través del tubo hasta los cables conectores, y de vuelta a la sección de alta tensión de la máquina de rayos x. Consola de control  Es el aparato que le permite comprobar la corriente y la tensión del tubo de rayos x, de forma que el haz útil tenga la intensidad y la capacidad de penetración apropiadas, para obtener una radiografía de buena calidad. Sección de alta tensión  Es la responsable de convertir el voltaje bajo que facilita la compañía eléctrica, en kilovoltaje con la forma de onda apropiada. GENERACIÓN DE RAYOS X

Radiación de frenado.- en este proceso, el electrón incidente pasa por las cercanías del núcleo del material del blanco y por colisión Coulombiana, el electrón es desviado de su trayectoria inicial, perdiendo parte de su energía, que es emitida en forma de rayos x de frenado o “bremsstrahlung”.

Rayos x característicos.- si el electrón proyectil interacciona violentamente con un electrón de la capa interna del átomo blanco, se le transfiere la energía suficiente al electrón orbital, para que este salte de su órbita, dejando un “hueco”.

ESPECTRO DE EMISIÓN DE RAYOS X

Fundamental para describir los procesos de producción de imagen, en un equipo generador de Rayos X. Cantidad de rayos x: La intensidad de salida de un equipo de rayos X se mide en Roentgens y se denomina cantidad de Rayos X. Podemos suponer, que el número de rayos X en el haz útil, es la cantidad de radiación. FACTORES QUE AFECTAN LA CANTIDAD DE RAYOS X 

Miliamperios por segundo (mAs), Kilovoltios (Kv), Distancia y Filtración.

Calidad de rayos x:La capacidad de penetración de un haz de rayos X se llama calidad de rayos X. Un haz de gran penetración, se llama haz de alta calidad o duro; los de baja penetración, se llaman de baja calidad o blandos. FACTORES QUE AFECTAN LA CALIDAD 

Tensión.- Al aumentar la tensión, también lo hace la penetración.



Filtración.- Elimina los rayos de baja energía y aumenta el poder de penetración.

TIPOS DE RADIACIÓN X  RADIACIÓN PRIMARIA: Es la radiación que emerge por la ventana del equipo de rayos X, y es básicamente aquella que utilizaremos para impregnar en la placa radiográfica.  RADIACIÓN SECUNDARIA: Es aquella que se produce directamente por la interacción del haz primario con cualquier átomo o molécula que se interpongan en su camino. Clasificándose: -

Radiación secundaria dispersa: Fotón resultante de la interacción forma ángulo menor a 180 grados con fotón incidente.

Radiación secundaria remitida: Forma un ángulo de 180°, es decir, vuelve por el mismo camino por el que vino el fotón incidente.

 RADIACIÓN DE FUGA: Es la radiación proveniente de la cubierta protectora del tubo que no forma parte del haz útil de radiación.

Fig 9: El haz de radiación

EFECTOS BIOLÓGICOS DE LAS RADIACIONES IONIZANTES

Aunque los seres humanos hemos evolucionado en un ambiente de radiaciones ionizantes al que contribuyen los rayos cósmicos, el radón y otros radionucleidos terrestres, los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes no fueron conocidos sino hasta que el hombre desarrolló y fabricó fuentes de radiación. Las radiaciones ionizantes tienen muchas aplicaciones beneficiosas, pero pueden producir efectos perjudiciales para la salud de las personas y el medio ambiente. Es importante conocer, tan en detalle como sea posible, todos los efectos producidos por la radiación ionizante. Desde que se descubrieron los rayos X en 1895, se observó que éstos podían producir efectos nocivos para la salud, la radiación ionizante puede desplazar un electrón de un átomo, la ionización altera la estructura electrónica de la materia y por tanto sus propiedades. En los tejidos vivos la ionización produce cambios químicos. Los efectos biológicos de la radiación derivan del daño que éstas producen en la estructura química de las células: el ADN contiene toda la información necesaria para el control de las funciones celulares (crecimiento, proliferación, diferenciación). La información contenida en el ADN se transmite a las células hijas. Las lesiones que la radiación ionizante puede inducir son muy diversas: roturas, cambios en las bases, uniones cruzadas etc. En algunos casos, las lesiones en el ADN se traducen en aberraciones cromosómicas, cuyo recuento puede ser utilizado para estimar la dosis absorbida (Dosimetría biológica) los efectos deterministas se producen por la muerte de un número elevado de células de un tejido u órgano la gravedad del efecto aumenta con la dosis de radiación existe una dosis umbral para que ocurra el efecto. Las patologías que demandan gravedad producida por la radiación ionizantes ocurren tras exposición a dosis relativamente altas de radiación. El efecto nocivo de niveles bajos de radiación en la salud humana ha sido extensamente estudiado. Los datos epidemiológicos provenientes de poblaciones expuestas a explosiones atómicas, a exposición médica (diagnóstico y terapia) y a exposición ocupacional son temas en constante revisión. Dependiendo de muchos parámetros complejos, cuando la radiación ionizante transfiere energía a un sistema biológico, provocará uno o más resultados finales. La incidencia general y/o la severidad del resultado final estarán relacionadas con la dosis absorbida por el sistema. Para organismos complejos como el humano, hay dos tipos de efectos relacionados con la dosis: somáticos y genéticos. El daño somático se refiere al daño ocurrido en los tejidos del individuo irradiado, mientras que el daño genético se refiere al daño que afectará las generaciones futuras. Las radiaciones tienen su origen en la propia naturaleza que nos rodea; la radiación cósmica procede del sol y del resto del universo. También hay radiaciones como consecuencia de los materiales radiactivos que existen en la Tierra, en el suelo, el agua, los alimentos, e incluso nosotros mismos somos algo radiactivos.

EFECTOS NOCIVOS DE LA RADIACIÓN Primeros reportes  En 1901, se reportó el primer efecto nocivo de la radiación: una grave quemadura atribuida al vial de radio, obtenido por Madame Curie, y transportado en el bolsillo del chaleco de Becquerel.  En 1902: Se conoció el primer caso de tumor inducido por radiaciones; tumor epitelial en las manos de un radiólogo.  La primera leucemia radioinducida fue descripta en 1911.  En la década de 1920, varios casos de cáncer de hueso fueron asociados con la ingestión de grandes cantidades de radio por mujeres que pintaban esferas de relojes de pulsera y pared.  En los 1930s, Thorotrast, una solución coloidal de dióxido de torio, fue comúnmente utilizada como un agente de contraste para diagnóstico, particularmente para angiografía cerebral. Thorotrast permanece en el organismo, se acumula en hígado provocando el desarrollo de cáncer de hígado y leucemia.  Los primeros reportes de excesos de leucemias entre los radiólogos aparecieron en los años 1940s y excesos de cáncer atribuibles a irradiación médica fueron reportados en estudios analíticos en los años1950s.  El accidente de la central nuclear de Chernóbil se produjo el 26 de abril de 1986. Fue la mayor catástrofe nuclear de la historia. La explosión tuvo lugar en el cuarto bloque de la central nuclear de Chernóbil, situado a solo 120 kilómetros de la capital de Ucrania Kiev, cerca de la frontera con Bielorrusia.

FIG 11: HISTORIA DE CHERNOBIL

MARCO TEÓRICO Para entender mejor el tema de los efectos biológicos de las radiaciones ionizantes, en primer lugar, debemos conceptualizar ciertos términos que son muy usados en el mismo. Como muchos otros agentes, las radiaciones ionizantes son capaces de producir daños orgánicos. Esto es en virtud de que la radiación interacciona con los átomos de la materia viva, provocando el fenómeno

de ionización lo que causa cambios importantes en células, tejidos y órganos y en el individuo en general. Todo esto depende del tipo de radiación al que se exponga, el tiempo, la dosis que absorba. Aunque este daño puede recuperarse esto dependerá de la severidad del caso en la parte afecta y la recuperación del individuo. ¿Qué son las radiaciones ionizantes? La radiación ionizante es aquella radiación con energía suficiente para ionizar la materia, extrayendo los electrones de sus estados ligados al átomo. Las radiaciones ionizantes pueden provenir de sustancias radiactivas, de forma espontánea, o de generadores de rayos x y los aceleradores de partículas. ¿Cuáles son los tipos de radiaciones ionizantes? Existen varios tipos de radiación, pero la forma representativa más sencilla de mostrar el poder de penetración de las radiaciones ionizantes; Una partícula alfa no penetra una lámina de papel, una beta no penetra el metal y un fotón o gamma penetra incluso grandes espesores de metal u hormigón.

INTERACCIÓN DE LA RADIACIÓN CON LA MATERIA

Las partículas cargadas, interaccionan directamente con la corteza electrónica de los átomos debido a la fuerza electromagnética. Los rayos gamma interaccionan con los átomos de la materia con tres mecanismos distintos.

ABSORCIÓN O EFECTO FOTOELÉCTRICO

Es una interacción en la que el fotón gamma incidente desaparece. En su lugar, se produce un fotoelectrón de una de las capas electrónicas de material absorbente con una energía cinética procedente de la energía del fotón incidente, menos la energía de ligadura del electrón en su capa original. PROTECCIÓN RADIOLÓGICA MARCO TEÓRICO

El descubrimiento, a finales del siglo XIX, de la radiactividad y los rayos X supuso el origen de las actuales aplicaciones de las radiaciones ionizantes las cuales se extienden a todos los ámbitos y comportan beneficios, tanto individuales como a toda la sociedad, pero también llevó consigo el conocimiento de los daños clínicamente identificables a los tejidos del cuerpo humano. 21

Becquerel, quien descubrió la radioactividad, sufrió daños en la piel causados por la radiación de un frasco de radio. Marie Curie, Premio Nobel, falleció víctima de leucemia, sin duda a causa de su exposición a la radiación. El empleo de la bomba atómica en Hiroshima y Nagasaki produjo la irradiación de las poblaciones supervivientes a la explosión, con secuelas que aún continúan siendo estudiadas y son fuente de valiosa información acerca de los efectos biológicos producidos por la radiación a largo plazo. La radiación y algunos radioisótopos se producen de manera natural y permanente en el medio ambiente y, en consecuencia, los riesgos derivados de la exposición a la radiación solo pueden restringirse, pero no eliminarse por completo. Además, se ha generalizado el empleo de la radiación de origen artificial. Las fuentes de radiación son indispensables para la moderna atención de la salud: los materiales médicos desechables esterilizados por irradiación intensa son de gran utilidad en la lucha contra las enfermedades; la radiología es un instrumento fundamental para el diagnóstico; la radioterapia es un elemento habitual en el tratamiento de las enfermedades malignas. Como consecuencia de todo ello, se puso de manifiesto la necesidad de establecer medidas de protección, lo cual dio origen a la disciplina denominada protección radiológica, que comenzó a consolidarse a principios del siglo XX y fue adquiriendo relevancia hasta alcanzar el ámbito regulador; es así que organismos mundiales como el UNCEAR (comité científico de las naciones unidas para el estudio de los efectos de las radiaciones atómicas), el ICRP (comité internacional de protección radiológica), la OIEA (organismo internacional de energía atómica), la OMS (organización mundial de la salud), la OPS (organización panamericana de la salud), en nuestro país el Ministerio de Electricidad y Energía Renovable y el SCAN (subsecretaría de control y aplicaciones nucleares), han emitido las normas básicas de protección radiológica que sirven de base para la elaboración de leyes y reglamentos para proteger a las personas expuestas y al medio ambiente. HISTORIA

Desde los primeros estudios sobre los rayos X y los minerales radiactivos, se observó que la exposición a niveles elevados de radiación puede causar daños clínicamente identificables a los tejidos del cuerpo humano. Estudios realizados a supervivientes de los bombardeos atómicos de Hiroshima y Nagasaki ocurridos en Japón en 1945 han demostrado que las radiaciones pueden provocar enfermedades malignas.

LÍNEA DEL TIEMPO

1915 Sociedades Europeas declaran la importancia de la Seguridad Radiológica.

1925 Mutscheller y Sievert establecen el valor de la primera dosis de tolerancia 0.2 R/dia.

1928 Se constituye el comité Internacional de Protección contra los rayos X y El comité Internacional de Protección Radiológica.

1932 Failla introduce el término “Dosis Máxima Permisible” y dice 0.1 rem/dia para el cuerpo y 5rem/dia para los dedos de las manos.

1950 Se recomienda una “Dosis Permisible” de 0.05rad/dia.

1977 Se mantiene 5 rem/año 0 50 msv como “Limite de Dosis”.

1958 Se reduce la dosis permisible a 0.1 rem/semana,(5 rem/año).

1927 H.Muller demuestra los efectos genéticos de la radiación.

1934 Se recomienda una “Dosis Tolerable” de 0.2 mrad/dia.

1990 El límite de dosis es reducida a, 20 msv/año.

ACCIDENTES Es cuando ocurre un suceso que genere una emisión de materiales radiactivos o a un nivel de radioactividad que provoca un daño a la salud de la población con el medio ambiente. Para poder cuantificar este nivel de daño usamos al INES (Escala Internacional de Sucesos Nucleares y Radiológicos)

Fig12: Radioactividad

Gracias a esto se han generado instancias políticas que hablen de seguridad y salud en cuanto a este tema, permitiendo supervisar y controlar el uso de estas.

1986 Chernóbil (Ucrania) magnitud 7 según la escala INES Esta fue la mayor catástrofe radiológica del mundo y la historia que dejo a millones de víctimas morales. Por la falla del reactor número 4 de ese fatídico día sábado 26 de abril del año 1986. Se comenzaron a detectar niveles de radiación que aumentaban a medida que transcurría la mañana. Este fue el primer indicio de que, a miles de kilómetros de distancia, algo anormal había ocurrido. Tres días antes, los técnicos a cargo de la Unidad 4 en Chernobil habían decidido efectuar pruebas que requerían un bajo nivel de funcionamiento del reactor. Como éste no es el régimen normal, y el diseño de los reactores instalados en Chernobil los hace particularmente inestables a baja potencia, las pruebas habían sido interrumpidas continuamente por los mecanismos de seguridad.

Fig13: Hitoria de Chernobil 2011 Fukushima (Japón), magnitud 6 según la escala de INES En esta imagen, muestra el momento exacto donde se intenta mitigar la explosión y fuego del reactor para evitar la extensión del incendio, evitando aumentar el daño de la hecatombe. El origen del accidente fue un terremoto de 8,9 grados cerca de la costa noroeste de Japón. En el momento del accidente nuclear la central de Fukushima disponía de 6 reactores nucleares. Los reactores 1, 2 y 3 estaban operando, mientras que los reactores nucleares 4, 5 y 6 estaban parados por mantenimiento.

Fig14: Accidente nuclear de Fukushima

1957, Mayak (Rusia) magnitud 6 según la escala INES Cuando se habla de este desastre, es poca la información que se tiene dado que este desafortunado evento ocurre en periodo de guerra fría en donde la investigación y el secreto por esta potencia para lograr perfeccionar armas de guerra, hace que sea difícil su investigación y cuantificación real de daño. Se estima que su impacto fue mucho mayor que el informado por las autoridades, dado que aún se detectan en la región altos niveles de radioactividad, los que son discordantes con el informe preliminar de esa época.

Fig15: Mayak

1983, en Ciudad Juárez, Chihuahua, México Un técnico de mantenimiento de una empresa médica desarmó el cabezal de una unidad de radioterapia que se encontraba almacenada desde hacía 6 años en una bodega y extrajo un cilindro de 100 kilogramos de peso para venderlo como chatarra. El cilindro sustraído contenía aproximadamente 6 000 cápsulas pequeñas (de 1 mm de tamaño) del elemento radiactivo cobalto-60 lo cual estas capsulas fueron saliéndose del cilindro y esparciéndose en un área muy amplia que incluía el hogar del técnico, la camioneta de la empresa con que transportó el cilindro, la carretera Ciudad Juárez-Chihuahua y el patio de chatarra. DOSIMETRIA DE LAS RADIACIONES IONIZANTES HISTORIA

MAGNITUDES Y UNIDADES DOSIMÉTRICAS Desde siempre, la humanidad ha necesitado medir y ponerse de acuerdo sobre las unidades a utilizar en dichas medidas. La medición es la técnica por medio de la cual asignamos un número a una propiedad física, como resultado de una comparación de dicha propiedad con otra similar tomada como patrón la cual se ha adoptado como unidad. Precisamente la necesidad de su cuantificación está derivada de la producción de una serie de efectos nocivos sobre los organismos vivos. Hace mucho tiempo que se sabe que las dosis altas 25

de radiación ionizante pueden causar lesiones en los tejidos humanos y a los 6 meses del descubrimiento de los rayos x por Roentgen en 1895, se escribieron los primeros efectos nocivos de las radiaciones ionizantes.

ANTECEDENTES DE IMPORTANCIA

ACTIVIDAD DE UNA FUENTE RADIACTIVA La actividad específica de un material radiactivo se define como la actividad de la unidad de masa de dicho material, cuando mayor es la actividad específica de una sustancia conteniendo un solo radionucleido se desintegra más rápidamente ya que su periodo de semidesintegración es más corto. Su unidad de medida es el becquerelios (Bq), (indican la velocidad de desintegración de una sustancia radiactiva, a mayor cantidad de becquerelios más rápidamente se desintegrará) EXPOSICIÓN La exposición es una magnitud que mide la interacción de la radiación x y Gamma, con la materia. Su unidad de medida es el Roentgen Como fenómeno de la interacción se adoptó la ionización producida por la radiación en el aire es por lo tanto una magnitud que evalúa la intensidad de un campo de radiación x o Gamma, se define como: = Donde dQ, es el valor absoluto de la carga eléctrica total de los iones de un mismo signo producida en el aire, cuando todos los electrones y/o positrones liberados por fotones en una masa de aire dM, son completamente frenados en aire. TIPOS DE EXPOSICIÓN -

Exposición ocupacional.

Es toda exposición a radiaciones ionizantes que un trabajador recibe como consecuencia de su trabajo. -

Exposición médica.

Es la exposición que tiene lugar como parte del diagnóstico o tratamiento de la persona expuesta, abarca a los pacientes, y personal médico. -

Exposición del público.

Corresponde al resto de las exposiciones recibidas por miembros del público a causa de fuentes de radiación, excluyendo a la exposición ocupacional, médica y de fondo natural normal en la zona.

DOSIS ABSORBIDA

Representada por la letra D, es la magnitud que mide la energía que la materia absorbe de cualquier tipo de radiación que la atraviese. También puede ser definida como la energía que deposita cualquier radiación ionizante por unidad de masa de material irradiado. Su unidad de medida es el Roentgen. Su cálculo se lo hará:

Donde la energía media impartida por la radiación ionizante a la materia de masa dm. Se debe considerar las llamadas TASA DE EXPOSICIÓN Y DE DOSIS, que son respectivamente la exposición o la dosis que se recibiría, en condiciones constantes, por unidad de tiempo; se suelen expresar en R/h y Gy/hora. =

KERMA

Se define el KERMA, como la suma de las energías cinéticas iniciales de todas las partículas argadas, liberadas por partículas indirectamente ionizantes (no cargadas) en una mesa elemental.

K = dEtr/dm. Su unidad de medida es el sievert (J/Kg)

Radiación Indirectamente Ionizante (sin carga)

ENERGIA KERMA

Partículas con Carga Eléctrica

DOSIS EQUIVALENTE

ENERGI A DOSI S ABSORBIDA

MATERIAL

La dosis equivalente (H) es una magnitud física que describe el efecto relativo de los distintos tipos de radiaciones ionizantes sobre los tejidos vivos. Su unidad de medida es el sievert (J/Kg). El cálculo de la H se da cuando la dosis absorbida es multiplicada por un factor de ponderación (Wr), este tiene en cuenta el tipo de radiación ionizante que produce la exposición en un tejido u órgano. La dosis equivalente en un órgano o tejido T debido a la radiación R, se expresa por: ∗

= Donde: • •

= dosis absorbida promedio debida a la radiación R. = factor de ponderación

Factores de ponderación de la radiación. El valor del factor de ponderación de la radiación está dado por un determinado tipo de energía, que ha sido escogido por el ICRP, de forma que sea representativo de los valores de eficacia biológica relativa de dicha radiación para inducir efectos estocásticos a dosis bajas. DOSIS EFECTIVA

Se define la (E), como la suma ponderada de las dosis equivalente en cada órgano o tejido. Su unidad de medida es el sievert (J/Kg). El cálculo de la dosis efectiva, E, multiplicado por un factor de ponderación que tiene en cuenta la diferente sensibilidad de órganos y tejidos a la radiación ionizante. La dosis efectiva se expresa en la ecuación: ∗

E=∑ Donde: •

= dosis equivalente en el tejido u órgano T.

•

= factor de ponderación del tejido

Factores de ponderación del tejido Son valores que se obtienen de los conocimientos actuales en radiobiología, por lo que irán cambiando con los nuevos avances. MARCO TEÓRICO

DETECCIÓN Y MEDICIÓN DE LAS RADIACIONES IONIZANTES

La detección y medida de las radiaciones tienen fundamentos en la evaluación de los procesos físicos-químicos que provoca las radiaciones ionizantes al interactuar con la materia.

GASEOSO IONIZACION SEMICONDUCTORES INMEDIATOS

EXCITACION

CENTELLEO

IONIZACION

PELICULA FOTOGRÁFICA

EXCITACION

TERMOLUMINISCENTE

DETECTORES DE RADIACIONES IONIZANTES

RETARDADOS

DETECTORES POR IONIZACIÓN: DETECTORES GASEOSOS

La radiación al pasar por un gas, produce iones si mediante dos electrodos se aplica un campo eléctrico, los iones serán atraídos según su carga eléctrica, originando una corriente de iones uno de la carga eléctrica positiva y otra de carga eléctrica negativa.

Fig16: Detección y dosimetría de la Radiación. DETECTORES POR EXCITACIÓN: DETECTORES DE CENTELLEO

Se basa en el principio de radiación ionizante atraviesa una sustancia luminiscente, se produce una luz visible que puede ser detectada por un dispositivo como el fotomultiplicador. El material que produce el destello se conoce como cristal de centello. Se selecciona para que tenga una alta eficiencia de absorber radiación ionizante y emitir luz luminiscencia. Debe ser trasparente para trasmitir la luz producida y debe estar a oscuras para que la luz ambiental no le afecte.

Fig17: Detección y medida de la Radiacion DOSIMETRÍA PERSONAL

Tiene como objetivo individual, medir, evaluar y registrar las dosis recibidas en el cuerpo, sin embrago estas dosis no pueden ser medidas con exactitud.

Fig18: Dosimetría TIPOS DE DOSÍMETROS Pequeña placa evita la incidencia de DOSÍMETROS DE

la luz.

PELÍCULA

Es un dosímetro de lectura directa, LAPICERA DOSIMÉTRICA

inmediata, precisa con apariencia externa de una pluma estilográfica. Se descarga con frecuencia.

Emiten luz al ser calentadas a una DOSÍMETRO TERMINOLUMINISCENTES

temperatura inferior incandescencia.

a la de la

Los

dosímetros

deben

llevarse

puestos a nivel del tórax durante toda RECOMENDACIONES

la jornada laboral.

PARA EL USO

La dosimetría de área mide, analiza y controla las dosis de área donde DOSIMETRÍA DE ÁREA

emite radiación.

TRANSPORTE DE MATERIAL RADIOACTIVO HISTORIA

El Organismo Internacional de Energía Atómica publicó en 1961 el REGLAMENTO PARA EL TRANSPORTE SEGURO DE MATERIALES RADIACTIVOS o Guía de Seguridad nº6 del OIEA (SS-6), que ha sido revisado en distintas ocasiones, y editando además posteriormente tres guías de ayuda para su aplicación: la SS-7, SS-37 y SS-80. En septiembre de 1.996 se publicó la llamada ST-1, que supuso la primera gran revisión, con la inclusión de nuevos tipos de materiales y de bultos y modificaciones importantes en valores de exención y en criterios de referencia y límites, esta nueva guía ha sido regularmente revisada pasándose a denominar TS-R-1 a partir del año 2.000, la última edición editada es del año 2005. ANTECEDENTES DE IMPORTANCIA

En Cochabamba la radiografía gamma defectuosa fue transportada en un autobús de viajeros como mercancía. La fuente gamma se escapó de su envoltura de protección e irradió algunos de los pasajeros del autobús. Una fuente de radioterapia se transportó desde Leeds a Windscale con embalaje protector defectuoso. La protección tenía un agujero en la parte inferior, se estima que este incidente se hubiera podido evitar si se hubiera tenido más cuidado en comprobar la radiación generada por todas las superficies del paquete. MARCO TEÓRICO

PRINCIPALES DISPOSICIONES EN TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO

Las personas que transportan y preparan los bultos tienen que velar por el cumplimiento de las disposiciones reglamentarias haciendo posible que las remesas de los materiales se efectúen con un mínimo de manipulaciones especiales El reglamento es compatible con todas las modalidades de transporte y se ha concebido con arreglo a criterios prácticos y de eficacia, en relación al costo, a fin de generalizar su adopción por parte de las organizaciones internacionales encargadas de regular el transporte de otras mercancías peligrosas, el reglamento se concibe de forma que sea congruente con las Normas básicas de seguridad en materia de protección radiológica, patrocinadas conjuntamente por el OIEA, la oficina internacional del trabajo OIT y la OMS. TIPOS DE BULTOS

Bultos exceptuados Bultos Industriales Bultos Tipos A Bultos Tipo B

BULTOS EXCEPTUADOS Este tipo de bultos se utiliza con cantidades muy pequeñas de material radiactivo y no exige un etiquetado externo y es de fácil manipulación BULTOS INDUSTRIALES Son aquellos que se utilizan para transportar materiales radiactivos que están distribuidos en una gran masa, volumen o superficie y se diseñan según el tipo, para soportar las condiciones rutinarias de transporte se dividen en: TIPO BI-1 Son diseñados para soportar las condiciones rutinarias de transporte, deben cumplir los requisitos de temperatura y de presión. En ellos se transportan minerales, uranio natural, torio natural y materiales de muy baja actividad específica. TIPO BI-2 Además de cumplir con los requisitos de BI-1 deben superar dos ensayos que simulan las condiciones normales de transporte:

•

Caída libre desde una altura máxima de 1.2 m, dependiendo del peso del bulto

Fig24: Embalajes de combustible Nuclear •

Apilamiento sobre el bulto de un peso cinco veces el suyo durante 24 horas.

Fig25: Embalajes de combustible Nuclear TIPO BI-3 Cumplirán los requisitos del tipo anterior y además tendrán que superar dos ensayos más que simulan también condiciones normales de transporte: •

Aspersión con agua durante una hora

Fig26: Embalajes de combustible Nuclear •

Penetración: caída sobre el bulto de una barra de 6 kg desde 1m.(Molinares, y otros, 2002)

Fig27: Embalajes de combustible Nuclear

BULTOS DE TIPO A Son previstos para transportar actividades realmente pequeñas de materiales radiactivos que utilizan en la industria, medicina y la investigación.

REQUISITOS En cuanto a los ensayos han de soportar los mismos que los bultos BI-3 que simulan condiciones normales de transporte. Además, en el caso de contenido liquido o gaseoso las condiciones de los ensayos de caída y de penetración son más estrictas, pues requieren una caída del bulto desde 9 m y de la barra sobre aquel desde 1.7 m, respectivamente.

BULTOS TIPO B Son los utilizados para transportar cantidades grandes de material radiactivo y en consecuencia han de ser capaces de soportar condiciones de accidente grave. Este tipo de bultos se utilizan para el transporte de radioisótopos empleados en radiografía industrial, combustible nuclear irradiado, desechos nucleares y materiales similares de alta actividad. REQUISITOS En cuanto a accidentes, se deben superar los siguientes ensayos:  Caída libre de 9 m sobre la superficie indeformable  Perforación: caída del bulto dese 1 m sobre una barra  Aplastamiento: caída sobre un bulto de una plancha de 500 kg desde 9 m  Térmico: 800 grados C. durante 30 minutos.  Inmersión en agua entre 15 m a 200m, dependiendo del tipo de contenido. Penetración: caída sobre el bulto de una barra de 6 kg desde 1m . (Molinares, y otros, 2002)

Fig28: Transporte de material Radioactivo LAS SEÑALIZACIONES Las señalizaciones que se requieren en el exterior de tienen como objetivo advertir del riesgo irradiación externa quo provoca y del riesgo de su contenido. En el caso de los vehículos advierten de la presencia de una materia peligrosa y más concretamente de la materia radiactiva. CATEGORÍA Y ETIQUETADO DE LOS BULTOS Hay tres categorías: l-Blanca. ll-Amarilla y lll- Amarilla. De la primera a la última aumenta la intensidad de dosis en el exterior del bulto y,en consecuencia, el riesgo de irradiación externa del personal que lo manipule o encuentre en sus proximidades, el numero 7 indica de la clase de mercancía peligrosa Para determinar la categoría hay que tener en cuenta la intensidad de radiación máxima en cualquiera de las superficies del bulto y el índice de transporte (IT), que es un numero adimensional que representa el nivel de radiación máximo aun metro de la superficie del bulto y cuyo valor coincide con la intensidad de dosis en mrem/h o bien con la intensidad de dosis en mSv/hora a una distancia de 1 m. Las condiciones para la asignación de la categoría a un bulto son las siguientes: CATEGORIA 'BLANCA:  La intensidad do dosis en In superficie puede sobrepasar los 0,005 mSv/h; y.  El IT debe ser O (se considerará cero siempre que el IT calculado no sea superior a 0.05)

CATEGORIA II-AMARILLA:  La intensidad de dosis en la superficie debe ser superior a 0.005 mSv/h e inferior o igual a mSv/h; y.  El IT debe ser superior a 0 pero inferior o igual a 1.

CATEGORIA lll -AMARILLA:  La intensidad de dosis en la superficie es superior a 0.5 mSv/h, pero inferior o igual a 2 mSv/h.  El IT debe Ser superior a 0 pero inferior o igual a 1.

MARCADO DE LOS BULTOS El marcado incluye indicaciones de las características del diseño del bulto, riesgo, origen y destino del mismo. Salvo para bultos Exceptuados las marcas serán las siguientes: -

Identificación del expedidor y/o del destinatario. 35

El tipo de bulto.

El código del país de origen del diseño.

El nombre del fabricante u Otra identificación del embalaje especificada por la autoridad competente

El peso bulto admisible del bulto. si os Superior a 50 kg.

El número de Naciones Unidas. procedido de las letras “UN” y la descripción de la materia correspondiente. Inmersión en agua entre 15 m a 200m, dependiendo del tipo de contenido. Penetración: caída sobre el bulto de una barra de 6 kg desde 1m.

HISTORIA DE LOS RESIDUOS RADIOACTVOS Originalmente las centrales de energía nuclear se crearon dentro de un plan de estrategia energética, debido a la gran dependencia que existía hasta esa fecha, de los combustibles fósiles. Así, tras la creación, en la antigua URSS, del primer reactor de energía nuclear en 1954, sobrevino un periodo de edad dorada nuclear, entre 1960 y 1988, cuando se pasó de apenas 16 centrales de energía nuclear a 416. Acontecimientos como el ocurrido en la central nuclear americana de ThreeMile Island en 1979, o el de Chernóbil en 1986 supusieron un alto a una mayor implantación de este tipo de modelo energético. De hecho, desde entonces apenas se ha construido una central nuclear al año en todo el mundo.El terremoto y posterior tsunami ocurrido el pasado 2011 en Japón derivó en otra catástrofe nuclear, cuya magnitud eclipsó a la del propio terremoto y volvió a recordarnos los peligros de la actividad nuclear. La alarma social creada llevó a políticos de todo el mundo a hacer promesas, más o menos comprometidas con los movimientos antinucleares, especialmente en aquellos países que más dependen de la energía nuclear. Y es que actualmente, debido a la inversión y el desarrollo de sistemas de generación energética a partir de fuentes renovables, es el momento de traer a primer plano de la actualidad la discusión sobre la necesidad de las plantas de energía nuclear a fin de conseguir compromisos políticos aprovechando el momento de sensibilidad social. En este contexto, y quizá debido a él, en Europa el pasado año se aprobó el llamado “Paquete Nuclear” de directivas sobre seguridad nuclear y tratamiento de residuos nucleares, en un intento de comprometer a los Estados Miembros, no ya con la seguridad en las plantas de energía nuclear, sino sobre todo, con el tratamiento de los residuos generados por el combustible consumido en los reactores. Así en las directivas se compromete a los Estados Miembros para el desarrollo, en el ámbito nacional, de plantas de almacén final para residuos nucleares. Y es que tras más de 50 años utilizando energía nuclear para uso civil, es necesaria la generación de lugares de almacenamiento final de residuos procedentes del combustible empleado en las centrales nucleares. Actualmente la mayoría de los residuos de combustible nuclear se encuentran en las piscinas de los reactores nucleares, pues se necesitan entre 40-50 años para que estos residuos puedan ser manipulados en unas condiciones de seguridad permisibles. Aunque hay distintos tipos de tratamiento del combustible nuclear, ninguno de ellos puede ser 36

considerado como definitivo. Por lo que durante todo este tiempo se ha utilizado y se sigue usando la energía nuclear, sin saber exactamente qué hacer con los residuos que se ella se derivan.

ANTECEDENTES

Dadas las características de los residuos, en muchos países se ha optado por la creación de almacenes en espacios geológicos a gran profundidad, en los que gracias a una superposición de barreras naturales y artificiales se quiere aislar al máximo la radiación para evitar daño a las personas y el medioambiente. El almacén consistiría en túneles o cavernas en las que se depositarían los residuos empaquetados. En algunos casos los contenedores de residuos serán rodeados por material como cemento o arcilla para proveer otra barrera. Las opciones de contenedor varían según el tipo de residuo y la naturaleza geológica del lugar. La profundidad de estos lugares varía desde 250 a 1000 m. Sin embargo debido a la gran duración de la radiactividad de estos residuos (del orden de decenas o centenas de miles de años) es imposible pronosticar la total efectividad de las medidas. Un antecedente conocido, y sobre el que se han realizado multitud de estudios que sirven de base para plantear este tipo de almacenes, ocurrió hace 2 millones de años, cuando por las condiciones naturales, en una zona del oeste de África rica en uranio, se produjo una serie de reacciones nucleares. La actividad se prolongó durante 500.000 años, y actualmente los residuos que quedan no presentan radioactividad. Según recomendaciones de la Agencia Internacional para la Energía Atómica, estos lugares de almacenaje de residuos nucleares deben garantizar el aislamiento de los residuos nucleares de forma pasiva, es decir sin que sean necesarias medidas de control o mantenimiento a generaciones futuras. Por lo que todo empleo generado en la región será temporal, mientras que la contaminación será para siempre o al menos durante decenas de miles de años, en el mejor de los casos. Aún hay controversia a nivel internacional sobre si estos espacios geológicos a gran profundidad deben ser cerrados y sellados completamente, lo que mejoraría en la medida de lo posible el aislamiento de los residuos; o si debe permitirse la posibilidad de recuperar los residuos por si en el futuro el posible utilizarlos nuevamente como fuente de energía. En la actualidad no existe en el mundo ningún almacén final de residuos nucleares. El único ejemplo es una planta piloto en EEUU donde se almacenan desde 1999 residuos nucleares derivados de la actividad investigadora y de la industria bélica. Quizá haya llegado el momento de echar tierra sobre la energía nuclear, o quizá veamos florecer en los próximos años más plantas de energía nuclear alrededor del mundo (ante el problema del pico del petróleo… pero tengamos en cuenta que los costes previstos de construir y desmantelar centrales nucleares, y guardar sus residuos en ATCs se calculan teniendo en cuenta precios del petróleo asequibles, como los actuales, lo cual puede durar no mucho). En

todo caso, ya que la tecnología nos ha llevado hasta aquí, esperemos seguir progresando y encontrar soluciones, aunque sean para problemas generados en el pasado.

MARCO TEORICO

Toda actividad humana genera residuos en mayor o menor medida. El empleo de isótopos radiactivos en tratamientos médicos, procesos industriales, trabajos de investigación o en la producción de energía, genera también residuos que se caracterizan por ser radiactivos. Los residuos radiactivos son materiales para los que ya no se prevé ningún uso, que contienen o están contaminados por elementos radiactivos en cantidades superiores a los límites establecidos.

Duración de su actividad:

Vida corta, pierden la mitad de su actividad en menos de 30 años.

Vida larga, tardan más de 30 años en perder la mitad de su actividad.

Intensidad de su actividad:

Alta actividad, desprenden calor y su actividad supera determinados límites.

Baja y mediana actividad, tienen una actividad por debajo del nivel.

PRODUCTORES DE RESIDUOS RADIACTIVOS Los residuos de alta actividad se generan fundamentalmente en las centrales nucleares y están constituidos por el combustible gastado y por los subproductos que aparecen, si este combustible se reprocesa. En cuanto a los residuos de baja y mediana actividad, pueden tener un origen diverso,por ejemplo: 

Las herramientas y material de mantenimiento utilizado en determinadas Zonas de las centrales nucleares.



Las jeringuillas, guantes o material médico diverso, usado en las unidades de Medicina Nuclear y Radioterapia de los hospitales.



Las fuentes radiactivas empleadas en las industrias.

TRATAMIENTO Y ACONDICIONAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS

DE BAJA Y MEDIANA ACTIVIDAD (RRBMA). Los residuos de baja y mediana actividad, antes de su almacenamiento, son sometidos a un tratamiento para reducir su volumen, si es que lo requieren. Este tratamiento depende del origen

y la forma del material contaminado. Las técnicas que se aplican son: concentración, filtración, evaporación o precipitación y la reducción de volumen de los residuos por compactación o por incineración. Luego de esto, los residuos son acondicionados e inmovilizados en bidones, con una matriz sólida, normalmente hormigón para evitar su dispersión. Los bultos o bidones así acondicionados, se someten a diversos ensayos a fin asegurar que la primera barrera, constituida por el residuo y la matriz de inmovilización, reúnan condiciones que garanticen su estabilidad y aislamiento.

TRANSPORTE DE RESIDUOS RADIACTIVOS Este se realiza en contenedores homologados, es decir, que han pasado por una serie de ensayos que garantizan su seguridad. Las tres normas fundamentales que se establecen para el transporte de este tipo de residuos son: nivel de radiación externo, inferior a ciertos límites, temperatura, así mismo limitada, y garantía de un contenedor que evite dispersión de residuos, en las distintas condiciones en que se realice el transporte, incluyendo posibles accidentes.

ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS El almacenamiento de Residuos Radiactivos, se basa en la interposición de una serie de barreras naturales y artificiales, entre éstos y el medio ambiente, de manera que no causen daño, mientras dure su actividad. El objetivo final, es mantener los residuos aislados de la biosfera, durante el tiempo que sea necesario, para que por desintegración su radiactividad decaiga a niveles inocuos. Además del sistema de barreras, se establece un control de seguridad de la instalación, basado en un plan de medidas de vigilancia, tanto durante la fase de funcionamiento, como durante cierto periodo después de su cierre. ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS DE ACTIVIDAD ALTA El combustible gastado de las centrales nucleares, se mantiene temporalmente en piscinas de las propias centrales o en almacenamiento en seco, dentro de contenedores o bóvedas hasta su almacenamiento definitivo.El almacenamiento en piscinas, consiste en dejar el combustible gastado, dentro de bastidores metálicos, debajo del agua, que actúa como refrigerante y como blindaje contra las radiaciones. En el almacenamiento en seco, el combustible gastado tras permanecer un tiempo en las piscinas, es introducido en contenedores metálicos o bóvedas, donde el aire actúa como refrigerante de los mismos. El sistema de almacenamiento definitivo de los residuos de alta actividad que se está investigando actualmente y que parece más adecuado, es el almacenamiento a gran profundidad, en zonas de la corteza terrestre geológicamente y con características favorables. ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS DE MEDIANA Y BAJA ACTIVIDAD

El tipo de almacenamiento superficial con barreras artificiales es el escogido a nivel mundial. Las barreras tienen como objetivo, impedir que el agua superficial o subterránea entre en contacto con los residuos; para ello el almacenamiento debe cumplir ciertos requisitos como: 

Estar situado por encima del nivel más alto que puedan alcanzar las aguas subterráneas.



Estar protegido de las aguas superficiales por una cobertura impermeable.

En la vida de este tipo de almacenamientos, se diferencian tres fases: 

Fase de explotación, durante la cual los residuos son almacenados.



Fase de vigilancia, que dura mientras los residuos almacenados presentan riesgos



Fase de libre utilización, en la que el emplazamiento puede ser empleado para cualquier otro uso. ACCIDENTES Y EMERGENCIAS RADIOLÓGICAS

HISTORIA

Se considera como accidente radiológico, todo acontecimiento imprevisto o situación poco frecuente y grave que pueda provocar daños a personas o instalaciones, cuando los dispositivos de seguridad correspondientes no funcionan o se producen fallos humanos, que pueden ocasionar que los límites de dosis se superen. El uso de fuentes radiactivas en medicina y procesos industriales está ampliamente difundido. Estas fuentes poseen actividades comprendidas entre varios MBq y cientos de TBq, y han dado lugar a la mayoría de los accidentes con consecuencias fatales en el mundo.

ANTECEDENTES

ThreeMile Island (Pensilvania, Estados Unidos): 28 de marzo de 1979, fallo en un circuito de la planta, comenzó un prolongado escape de agua radiactiva a través de los circuitos de refrigeración del reactor, consecuencia de procedimientos erróneos por parte de los operadores no hubo víctimas mortales.

Chernóbil (Ucrania): El accidente nuclear más grave de la historia 26 de abril de 1986, cuando el equipo que operaba en la central se propuso realizar una prueba con la intención de aumentar la seguridad del reactor. Durante la prueba en la que se simulaba un corte de suministro eléctrico, un aumento súbito de potencia en el reactor 4 de esta central nuclear produjo el sobrecalentamiento del núcleo del reactor nuclear lo que terminó provocando la explosión del hidrógeno acumulado en su interior.

España, Vandellós I (Tarragona): El accidente nuclear más grave en la historia de España 19 de octubre de 1989 en Vandellós (Tarragona), cuando se inició un incendio que ocasionó importantes disfunciones en diversos sistemas necesarios para garantizar la refrigeración del reactor. El incendio se declaró, según un informe del consejo de seguridad nuclear tras un fallo mecánico. No hubo víctimas. Otros accidentes 12 de diciembre de 1952.- El primer accidente nuclear serio tiene lugar en la planta de ChalkRiver, en Ottawa (Canadá), al fundirse parcialmente el núcleo, sin causar daños personales. En mayo de 1958, un incendio en esa planta produjo una fuga radiactiva. 30 septiembre 1957.- Una explosión en la central secreta de Chelliabnsk-40, conocida como Mayak, en los Montes Urales (la antigua URSS), causa al menos 200 muertos y contamina 90 kilómetros cuadrados con estroncio. 7 octubre 1957.- El incendio en un reactor de la planta nuclear de Windscale-Sellafield en Liverpool (Reino Unido), produce una fuga radiactiva que contaminó un área de 300 kilómetros cuadrados. 3 enero 1961.- Tres técnicos de la Armada estadounidense mueren en la planta de Idaho Falls, en un accidente con un reactor experimental. Fue el primer accidente nuclear en EEUU. 7 agosto 1979.- Un millar de personas resultaron contaminadas por la radiación emitida por una central secreta cerca de Irwin (Tennessee, EEUU). 13 de septiembre de 1987.- Un accidente radiactivo provocado por la contaminación una cápsula de cesio-137 en la ciudad brasileña de Goiania causa cuatro muertos y 240 heridos. MARCO TEÓRICO

ACCIDENTES Y EMERGENCIAS RADIOLOGICAS

Se considera como accidente radiológico, todo acontecimiento imprevisto o situación poco frecuente y grave que pueda provocar daños a personas o instalaciones.

TIPOS DE ACCIDENTES

A.-Una fuente radiactiva colocada en un lugar inadecuado, abandonada, perdida o robada: En general, estas situaciones están precedidas por actos irresponsables o negligentes de la persona encargada de la fuente B.-Una fuente de radiación queda expuesta o aumenta inadvertidamente su intensidad, a consecuencia de una falla durante su operación rutinaria. Este tipo de situación involucra una falla del equipo o un error de procedimiento del operador. C.- Una sustancia radiactiva se derrama o se dispersa: Estos accidentes ocurren cada vez que se rompe el recipiente o cápsula que contiene el material radiactivo, o se derrama una solución utilizada en una instalación de medicina nuclear, de radioinmunoanálisis o de investigación.

CAUSAS DE ACCIDENTES

Algunas de las causas que han dado origen a los diversos accidentes son las siguientes: 

En la operación de equipos de gammagrafía, la actitud negligente del

responsable fundamentalmente se manifiesta por la violación de los procedimientos elementales para monitorear la posición de la fuente durante la operación y luego de finalizar los trabajos. 

Accidentes más severos, se deben a la caída o pérdida de la fuente y su posterior

manipulación por personas ajenas a la práctica de gammagrafía. Una falla muy común es el desenganche de la fuente, lo que da lugar a su caída y pérdida de la misma. 

Hay accidentes que ocurren a consecuencia de una serie de actos

irresponsables, como por ejemplo la compra e introducción de fuentes radiactivas al país, sin autorización previa del organismo regulador (CEEA).

ACCIDENTES Y SUS CONSECUENCIAS

DOSIS HABITUAL MUY BAJA (0)

Ningún riesgo de contaminación. Escenarios de accidentes despreciables

Riesgo despreciable de contaminación. Riesgo despreciable para la salud en los sucesos más graves. Normalmente sin consecuencias en cuanto la exposición del público.

DOSIS HABITUAL BAJA (1) DOSIS HABITUAL BAJA (2) DOSIS HABITUAL BAJA Y ALTA (3)

Algún riesgo de contaminación. Posibilidad de efectos en la salud en el caso de las emergencias más graves. Riesgo depreciable en cuanto a la exposición del públicoRiesgo de contaminación apreciable. Posibilidad de efectos rápidos en la salud del personal en las emergencias más graves y posibilidad de exposición del público.

Reactores y/o ciclo del combustible.

(4)

ACCIDENTES” EN RADIODIAGNÓSTICO MÉDICO 

Repetición de placas, irradiación innecesaria al público, debido básicamente a:

blindaje deficiente de la instalación, falla de los equipos. 

Toma indiscriminada de radiografías sin pensar en los riesgos a que se expone

al paciente. 

Irradiación de mujeres embarazadas: ocurre generalmente cuando la paciente

desconoce su estado y por falta de comunicación con el operador del equipo.

CLASIFICACIÓN DE LOS ACCIDENTES 1.- Por la Extensión Geográfica de las Consecuencias: 

Nivel 1: Consecuencias limitadas a una habitación, laboratorio o edificio.



Nivel 2: Consecuencias limitadas al perímetro de la instalación.



Nivel 3: Consecuencias significativas fuera del perímetro de la instalación.



Nivel 4: Consecuencias que pueden tener un efecto trans - fronterizo.

2. Por las Consecuencias Radiológicas: 

Contaminación Ambiental.



Contaminación interna y/o exposición externa



Situación potencialmente significativa por la dosis colectiva producida

CON RESPECTO AL CUIDADO Y ATENCIÓN MÉDICA:



Accidentes sin complicación: Se consideran las irradiaciones suministradas por

fuentes externas en el rango de 0.05 hasta varios Gy. Las personas afectadas pueden ser tratadas en cualquier hospital. 

Accidentes con complicación: Son aquellos que provocan en las personas

expuestas, además de las lesiones físicas, químicas o térmicas (fracturas, cortaduras, quemaduras, etc.); lesiones que deben ser tratadas de inmediato. 

Accidentes con contaminación: La contaminación con sustancias radiactivas es

un problema mayor. Puede estar asociada con exposición externa y oras lesiones. El tratamiento solamente es posible en hospitales apropiados. 

Accidentes con incorporación: Cuando se ha producido la inhalación, ingestión

o incorporación de material radiactivo, por cualquier vía. MEDIDAS DE PROTECCIÓN  Delimitación del área afectada y su señalización. 

Control del acceso y egreso del área afectada.



Evacuación de las áreas con altas tasas de dosis.



Descontaminación de los individuos.



Atención médica a los sobreexpuestos.



Control de alimentos y agua.

ENTRENAMIENTOS 

Principios generales de Protección Radiológica.



Principales procedimientos de emergencia.



Instrumentos y equipos.



Organización y responsabilidades.

SIMULACROS 

Identificar acciones equivocadas de las personas que intervienen y el mal

funcionamiento de los equipos, de manera de poderlos corregir adecuadamente. 

Familiarizar a las personas involucradas con lo que ocurriría en una situación

real, con los procedimientos de emergencia y con el uso de los equipos.

IMPORTANCIA DEL REGLAMENTO Y SU FUNCION 

Protege a la población del país y trabajadores en el área de energía nuclear de los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes.



Fue creado para controlar las actividades que se relacionan con usos específicos en medicina, agricultura, industria, investigación y otros campos que implican exposición continua ante la radiación.



Permite regular y ejercer control del uso adecuado de las radiaciones. Además brinda seguridad a los profesionales que trabajan con energía atómica y a personas que se exponen de manera directa o indirecta a este tipo de peligro.



Promueve la creación de condiciones favorables para mejorar la salud de la población en general brindándole protección contra las consecuencias de una exposición permanente y descuidada ante la radiación ionizante, causada por su naturaleza acumulativa.



Pone solución al problema que afecta a la población que se encuentra vulnerable ante la amenaza de la radiación, valiéndose de la experiencia de personal capacitado y técnicos especializados que integran la Comisión Ecuatoriana de energía atómica.



Ayuda a que los usuarios y técnicos que trabajan o se exponen a radiaciones ionizantes, lo hagan sin ningún tipo de riesgo. Dando indicaciones específicas de cómo utilizar y manejar los equipos, maquinas generadoras, emisores e isotopos radiactivos.



Reglamenta la producción, adquisición, transporte, importación, exportación, utilización y manejo de elementos radiactivos que son o no producidos en el país.



Asegura la protección del medio ambiente contra la contaminación producida por el mal manejo de los desechos que se generan en las distintas prácticas que utilizan radiación de tipo ionizante.

MARCO TEÓRICO

TITULO PRIMERO

De la Protección Contra la radiación. CAPITULO I LIMITES DE DOSIS Art. 1.- Dosis máxima permitida para personas ocupacionalmente expuestas Art. 2.- Dosis máxima permitida para la población en general Art. 3.- Exposición de menores de edad.CAPITULO II Procedimientos Preventivos. Art. 4.- Inspecciones de reconocimiento.- Todo Licenciatario está obligado a solicitar a la CEEA que se realicen las inspecciones de reconocimiento para verificar el cumplimiento de las disposiciones de este reglamento. Art. 5.- Control de dosimetría personal.- Todo Licenciatario está obligado a usar detectores de control de dosimetría personal adecuados Art. 6.- Etiquetas, Símbolos y Señales de Precaución.- El símbolo de radiación internacional es el adoptado en este reglamento. CAPITULO III Notificaciones y Registros.

Art. 7.- Notificaciรณn del Empleador a sus Trabajadores.- El empleador estรก obligado a informar a las personas que trabajen en un รกrea restringida sobre la existencia de radiaciรณn Art. 8.- Notificaciรณn del Usuario a la CEEA.- El usuario estarรก obligado a notificar a la CEEA sobre la adquisiciรณn de radioisรณtopos y mรกquinas generadoras de radiaciรณn y el uso mensual de cada entrega de radioisรณtopos recibidos del importador. Art. 9.- Registros.- El empleador estรก obligado a llevar registros personales de cada trabajador profesionalmente expuesto en รกreas controladas CAPITULO IV Desperdicios radiactivos y Descontaminaciรณn de Instalaciones Art. 10.- Alcance.- Comprenden substancias radiactivas y materiales contaminados por contacto con substancias radiactivas. Art. 11.- Tratamiento y Evacuaciรณn.- El Licenciatario pueda realizar todas las operaciones existentes para el tratamiento y evacuaciรณn de desperdicios radiactivos. Art. 12.- Obligaciรณn del Licenciatario.- Los usuarios de radioisรณtopos estรกn obligados a presentar a la CEEA un estudio de los procedimientos que se aplicarรกn para tratar y evacuar desechos. Art. 13.- Descontaminaciรณn de Instalaciones.- Para la descontaminaciรณn se observarรกn que l Licenciatario notificarรก a la CEEA la presencia de contaminaciรณn. CAPITULO I Licencias para la Adquisiciรณn y Uso de Fuentes Abiertas. Art. 14.- Obligaciรณn de las Instituciones.- Para que cualquier instituciรณn reciba material radiactivo en territorio ecuatoriano, necesitarรก una autorizaciรณn expresa de la CEEA. Art. 15.- Concesiรณn de licencias.- Las licencias para el uso de radioisรณtopos serรกn concedidas por la CEEA Art. 16.- Tipos de Licencias.- Las licencias son de tres tipos: licencias a instituciones, licencias a profesionales y licencias a personal paramรฉdico. Art. 17.- Licencias a Instituciones.- Esta licencia permite a todo consultorio profesional, a instituciones pรบblicas o privadas, nacionales e internacionales con sede en el Ecuador, adquirir CAPITULO II Uso de Radioisรณtopos Art. 20.- Radioisรณtopos en Medicina.- Los Licenciatarios mรฉdicos, podrรกn usar radioisรณtopos en diagnรณstico y en terapia, siempre que cumplan con varios requisitos impuestos por la CEEA Art. 21.- Radioisรณtopos en Investigaciรณn.- Los profesionales con licencia para emplear radioisรณtopos estรกn obligados a informar a la CEEA de sus actividades CAPITULO III Transferencia de Radioisรณtopos. Art. 22.- Requisitos.- La transferencia de radioisรณtopos podrรกn realizarse siempre que estas transferencias sean reportadas mensualmente por escrito a la CEEA Art. 23.- Provisiรณn por parte de la CEEA.- Cuando la CEEA estรฉ en condiciones de preparar radioisรณtopos y substancias nuclearmente marcadas. CAPITULO IV Importaciรณn de Radioisรณtopos. 46

Art. 24.- Normas Supletorias.- El comercio de radioisótopos se rige por las leyes y reglamentos pertinentes. Art. 25.- Licencia de Importación.- La CEEA dará una licencia denominada Licencia de Importación para radioisótopos Art. 26.- Trámite.- El Banco Central del Ecuador dará trámite al pedido de importación de radioisótopos, sólo cuando el importador presente la licencia válida otorgada por la CEEA. Art. 27.- Contenido del formulario.- El importador comunicará la importación a la CEEA llenando el formulario correspondiente con información específica Art. 28.- Entrega de radioisótopos a Licenciatarios.- Cuando la CEEA, no disponga de algún otro procedimiento para la entrega de radioisótopos al Licenciatario. Art. 29.- Contabilidad de Radioisótopos por el Importador.- El importador informará por escrito mensualmente a la CEEA sobre los radioisótopos que se han entregado a los Licenciatarios Art. 30.- Seguridad Radiológica para el Importador.- La CEEA controlará que cada importador cumpla los requerimientos de Seguridad Radiológica Art. 31.- Areas Restringidas.- El importador señalará el área de almacenaje de radioisótopos hasta la entrega total al destinatario, como área restringida CAPITULO V Concesión, expiración y suspensión de licencias para la adquisición y uso de radioisótopos. Art. 32.- Concesión de Licencias.- Una vez llenados los requisitos señalados, la CEEA conferirá la licencia respectiva. Art. 33.- Expiración de Licencias.- Las Licencias se concederán por el lapso de cuatro años. Art. 34.- Suspensión de Licencias.- Por las faltas cometidas por los Licenciatarios se podrá suspender las licencias

TITULO TERCERO

Radioisótopos como fuentes selladas. CAPITULO I Radioisótopos en implantes de medicina. Art. 35.- Profesionales autorizados para estas actividades.- profesionales médicos con licencia actualizada expedida por la CEEA. Art. 36.- Licencias para la Adquisición y Uso de Fuentes Selladas en Implantes de Medicina.Art. 37.- Almacenaje, Pruebas de Escape y Contaminación.- El Licenciatario está obligado a seguir el procedimiento impuesto por la CEEA. Art. 38.- Contaminación de Áreas y Fuentes Selladas.- Cuando del análisis de las áreas y fuentes se obtuviera como resultado valores del doble o más de la radiación del fondo. Art. 39.- Normas de Seguridad Radiológica para Licenciatarios.- Todo Licenciatario deberá usar dosímetro personal CAPITULO II Radioisótopos en aplicaciones externas con fines médicos.

Art. 40.- Características del Equipo y los Locales.- Las fuentes de alta actividad funcionarán sólo en locales que tengan el blindaje adecuado y estén aprobados por la CEEA Art. 41.- Equipo.- Toda fuente sellada de rayos gamma usada para terapia deberá estar encerrada Art. 42.- Locales.- Los locales contarán con las barreras primarias y secundarias necesarias Art. 43.- Calibración, Pruebas de Fuga y Contaminación.- La CEEA prestará periódicamente el servicio de calibración de esta fuentes Art. 44.- Personal requerido para trabajar en instalaciones de radioterapia.-se necesita Médico Radioterapeuta y Físico de Hospitales. Art. 45.- Seguridad Radiológica en Instalaciones de Radioterapia.- Todo el personal que trabaje en instalaciones de Radioterapia, deberá usar dosímetro Art.- 46.- Licencias para Instituciones y Personal que trabaje en Equipo de Radioterapia.- serán condiciones establecidas en los Arts. 15 y 17 de este Reglamento CAPITULO III Radioisótopos en Investigación Art. 47.- Alcance.- A estas fuentes se aplicarán las regulaciones contenidas en los artículos que siguen. Art. 48.- Regulaciones para Fuentes de Irradiación estas deben ser colocadas en un área para irradiación. Sobre cada caso se regula en los dos artículos siguientes. Art. 49.- Fuentes que Usan su Blindaje como Cámaras de Irradiación.- Debe observarse que la tasa de exposición fuera del blindaje a un metro, no exceda a un miliroentgen por hora (1 mR/h). Art. 50.- Fuentes que usan Agua como Blindaje.- Las fuentes que usan agua como blindaje se someterán a lo establecido por la CEEA Art. 51.- Fuentes Expuestas en Áreas de Radiación.- Estas fuentes son expuestas en un local denominado cuarto de irradiación. A ellos se aplicarán las regulaciones que impone la CEEA Art. 52.- Licencias para Instalaciones de Fuentes de Radiación.- Las instituciones interesadas en adquirir este tipo de fuentes de radiación deben someter la solicitud correspondiente a la CEEA Art. 53.- Licencias para Personal que Trabaje en Investigaciones con Fuentes de Radiación.- Las licencias para personal que trabaje en esta clase de investigación serán concedidas por la CEEA.. CAPITULO IV. Radioisótopos en la Industria Art. 54.- Licencias.- La CEEA concederá la licencia correspondiente sólo cuando se cumplan los requisitos determinados en los artículos que siguen. Art. 55.- Entrenamiento del Personal.- El interesado deberá tener un programa adecuado de entrenamiento de operadores y asistentes de operadores y someterán a la CEEA. Art. 56.- Descripción de la Organización.- El solicitante debe someter un organigrama de funciones y responsabilidades con relación al programa de aplicación industrial. Art. 57.- Seguridad Radiológica en Usos Industriales.- Para este tipo de fuentes se aplican las mismas regulaciones de Seguridad Radiológica que se han señalado en los Arts. 39 y 41. 48

CAPITULO V Importación de Radioisótopos Art. 58.- Requisitos para la Importación.- Las firmas representantes de casas que fabrican o comercian con fuentes selladas de radiación deben cumplir las normas Art. 59.- Notificación a la CEEA.- Tan pronto como cualquier persona notifique a un importador de su interés en adquirir cualquier tipo de fuente este debe comunicar esto por escrito a la CEEA. Art. 60.- Acción de la CEEA a ser notificada.- La CEEA, en el plazo de cinco días laborables tomará contacto con la institución y observará en detalle el programa Art. 61.- Llegada del Equipo al País.- La Dirección General de Aduanas, así como el importador, notificará a la CEEA el arribo de material radiactivo al país. Art. 62.- Requerimientos de Seguridad Radiológica.- Las fuentes para radiología u deberán contar con la certificación de la CEEA de que no hay presencia de contaminación y que cuentan con el adecuado Art. 63.- Aprobación para el Uso de Equipo por el Licenciatario.- La aprobación del uso de las fuentes por el Licenciatario se concederá cuando el importador haya cumplido los requisitos Art. 64.- Sanciones.- Cualquier infracción a conforme a lo estipulado en el Título Octavo.

TITULO CUARTO

Máquinas de Rayos X en general. CAPITULO I Propósito y Alcance Art. 65.- Ámbito de Aplicación.- Este título regula las disposiciones generales que deben adoptar instituciones y personas para la adquisición y el uso de equipos que generan radiación CAPITULO II Disposiciones Generales. Art. 66.- Importación de Máquinas de Rayos X.- el comerciante debe comprobar previamente que el comprador de este equipo tenga al día la licencia correspondiente. Art. 67.- Obligaciones del Importador.- A más de lo señalado en el Art. 66, el importador debe cumplir con todo lo especificado en el contrato de compra-venta. Art. 68.- Obligaciones de un Propietario de una Máquina de Rayos X.- El poseedor, propietario o usuario de una máquina de Rayos X debe registrarla Art. 69.- Expedición del Certificado de Habilitación.- La CEEA expedirá un certificado de habilitación al propietario o usuario del equipo, en el cual se señalará la fecha en que la máquina y sus instalaciones podrían comenzar a utilizarse Art. 70.- Casos de Venta o de Arrendamiento.- Si una máquina de Rayos X es arrendada o vendida a terceros, se notificará a la CEEA dentro de quince días de celebrado el contrato. Art. 71.- Generalidades de la obligación.- Cualquier persona que reciba el equipo, para poder operarlo debe tener la licencia y cumplir las obligaciones indicadas en el Art. 68 para el usuario.

Art. 72.- Inspecciones e Informes.- Toda persona que use máquinas de Rayos X permitirá el acceso a Inspectores de Seguridad Radiológica de la CEEA. Art.- 73.- Obligaciones del Licenciatario Responsable de la Unidad Operativa en relación a sus Empleados y Equipos. Art. 74.- Obligaciones del Licenciatario Responsable de la Unidad Operativa en relación al Control de Radiaciones y otros Riesgos.- El Licenciatario responsable de la unidad operativa, observará el cumplimiento de las disposiciones de protección radiológica contra la radiación Art. 75.- Sanciones.- Cualquier infracción a lo estipulado en este Reglamento será sancionada

TITULO QUINTO

Máquinas de Rayos X en Medicina CAPITULO I Disposiciones de Seguridad Radiológica Art. 76.- Licencias.- igual que lo establecido anteriormente Art. 77.- Operación del Equipo.- será operado por un personal capacitado en el área CAPITULO II Instalaciones Radiográficas de Diagnóstico Médico excluidas las Dentales y Veterinarias. Art. 78.- Equipo.- El equipo para instalaciones radiográficas de diagnóstico, que no sean de medicina dental, ni veterinaria, deberán cumplir con los parámetros establecidos por el CEEA Art. 79.- Blindaje.- Las características del blindaje serán de acuerdo a las normas de seguridad radiológica Art. 80.- Procedimientos de Operación: para que estos equipos operen deberán seguir las normativas impuestas por la CEEA CAPITULO III Instalaciones Radiográficas Dentales. Art. 81.- Equipo.- El equipo para las instalaciones de radiografía dental tendrá las características de acuerdo a las normas del CEEA Art. 82.- Blindaje Estructural.- Las características del blindaje estructural serán las impuestas por la CEEA de acuerdo a las normas de protección radiológica Art. 83.- Procedimientos de Operación en Radiografía Dental.- En las operaciones de radiografía dental se debe buscar la optimización de este usando la menor cantidad de radiación posible CAPITULO IV Instalaciones Radiográficas en Medicina Veterinaria. Art. 84.- Equipo.- Las características del equipo para instalaciones radiográficas en medicina veterinaria serán las impuestas por el CEEA Art. 85.- Blindaje.- Las características del blindaje serán las mismas descritas anteriormente Art. 86.- Procedimientos de Operación.- En la operación se procederá de la manera tradicional según los lineamientos del CEEA 50

CAPITULO V Instalaciones Fluoroscópicas Art. 87.- Reglas para el Uso.- El uso de máquinas de Rayos X en fluoroscopía debido a mayor cantidad de radiación seguirán los lineamientos impuestos por organismos internacionales y el CEEA CAPITULO VI Instalaciones de Terapia. Art. 88.- Disposiciones Aplicables.- En las instalaciones dedicadas a Rayos X de terapia son aplicables los Arts. 44, 45 y 46 de este Reglamento Art. 89.- Equipo.- Las condiciones que debe cumplir el equipo serán las descritas en el reglamento de la CEEA Art. 90.- Blindaje.- Las características del blindaje iguales a los descritos anteriormente CAPITULO VII Máquinas de Rayos X en Radiografía Industrial. Art. 92.- Requisitos para el Uso: se aplicarán las disposiciones de los artículos 55, 56 y 57, así como todas las disposiciones de este Reglamento. Art. 93.- Normas de Seguridad Radiológica.- Todo Licenciatario está obligado a vigilar que el personal que trabaje en un servicio de radiografía industrial lleve consigo durante el trabajo, un dosímetro personal certificado por la CEEA. Art. 94.- Puesta en marcha del Equipo.-Todo equipo, antes de ser puesto en marcha, deberá ser inspeccionado por la CEEA Art. 95.- Aprobación para el Uso del equipo por el Licenciatario.- Luego de una inspección a la instalación y al equipo, se extenderá la licencia correspondiente a la instalación. Art. 96.- Otras disposiciones.- Se observarán, además, las Reglas impuestas por la CEEA TITULO SEXTO Máquinas generadoras de radiaciones y partículas nucleares de cualquier tipo CAPITULO I Propósito y Alcance Art. 97.- Requisitos Generales.- Las máquinas generadoras de radiación y partículas nucleares se someterán a las normas de seguridad radiológica señaladas en este Título. CAPITULO II Disposiciones Generales Art. 98.- Importación.- Para la concesión del permiso de importación de este tipo de equipos, las personas o instituciones interesadas deberán cumplir las disposiciones de este capítulo. Art. 99.- Localización del equipo y facilidades de trabajo.- Se proporcionará un plano de localización del edificio y un plano detallado del local donde va a instalarse el equipo Art. 100.- Seguridad Radiológica.- El solicitante queda obligado a satisfacer lo impuesto por este reglamento Art. 101.- Seguridad Industrial.- El solicitante está obligado a cumplir todos los requerimientos de seguridad industrial que la CEEA prescriba 51

Art. 102.- Licencias.- Cumplidos los requisitos anteriormente mencionados, el solicitante recibirá la licencia correspondiente para la importación del equipo.

RESIDUOS HOSPITALARIOS

ANTECEDENTES

Los diferentes servicios de los hospitales, clínicas u otras instalaciones de salud, son fuentes generadoras diarias de distintos tipos de desechos. Dependiendo de su tamaño y complejidad, unos centros de salud generan más desechos peligrosos que otros, en algunos de sus servicios solo se producen residuos comunes, en otros se generan siempre desechos peligrosos como en cirugía y salas de aislamiento y en otros se generan ambos tipos. Es fundamental conocer e identificar qué tipo de desecho se genera en cada área de los establecimientos de salud, pues dependiendo de la actividad de cada servicio así es la generación de desechos hospitalarios y de las medidas y procedimientos a tomar en el manejo adecuado de estos desechos. MARCO TEÓRICO

DESECHOS GENERADOS EN UN HOSPITAL

Las áreas de servicio a pacientes y los laboratorios generan desechos de alta peligrosidad tanto infeccioso químicos y radiactivos por su parte producen desechos comunes. Aunque algunos de ellos también generan desechos infecciosos y químicos. Si cada servicio del establecimiento de salud identifica y realiza un listado de los desechos que allí se producen especialmente de los hospitalarios infecciosos, es mucho más fácil identificar las áreas de alto riesgo y establecer un plan adecuado para el manejo de los mismos CARACTERÍSTICAS DE LOS RECIPIENTES PARA LOS DESECHOS HOSPITALARIOS INFECCIOSOS. Los desechos luego de su clasificación se deben colocar en recipientes específicos para cada tipo los mismos que deberán ser identificados fácilmente por el color y rotulación tanto por el personal que pertenece al hospital como por los pacientes y visitantes. Los envases más apropiados son los de polietileno de alta densidad fibra de vidrio y acero los mismos que deben ser limpiados cuando haya existido contacto con desechos infecciosos y deben estar provistos de tapa hermética.

IDENTIFICACIÓN Los recipientes reusables y los desechables deben usar los siguientes colores, el color gris la significancia para el material reciclable, negro para desechos comunes, verde para material orgánico y rojo para desechos peligrosos ALMACENAMIENTO INTRAHOSPITALARIO DE LOS DESECHOS HOSPITALARIOS INFECCIOSOS Los lugares destinados al almacenamiento de desechos hospitalarios infecciosas deben quedar aislados de sitios que requieran completa asepsia para evitar la contaminación cruzada con microorganismos patógenos. TIPOS DE ALMACENAMIENTO 

Almacenamiento temporal de los desechos hospitalarios infecciosos.



Almacenamiento inicial o primario: Se efectúe su lugar de origen o generación de los residuos: habitaciones, laboratorios, consultorios, quirófanos, etc.



Almacenamiento intermedio o secundario:Se lo realiza en pequeños centros de acopio temporales, distribuidos estratégicamente en los pisos o unidades de servicio. Este lugar de acopio también es temporal y en ello se debe mantener el orden, seguridad y comodidad para el personal de salud, pacientes y para el público en general.



Almacenamiento fijo de los desechos hospitalarios infecciosos (DHI)



Almacenamiento central o terciario:Lugar en donde se acopia todos los residuos provenientes del establecimiento de salud los residuos permanecen en este lugar hasta ser tratados internacional y externo ya sea por entes privados o municipales.

RECOLECCIÓN

TRANSPORTE

INTRAHOSPITALARIO

LOS

DESECHOS

HOSPITALARIOS INFECCIOSOS. La recolección y transporte intrahospitalario de los desechos hospitalarios infecciosos, consiste en el traslado de desechos de la zona de generación, al lugar destinado para su almacenamiento temporal. 

Manual: Para unidades médicas de menor complejidad tales como consultorios médicos

odontológicos laboratorios clínicos de patología etcétera. 

Mecánico: Mediante el uso de carros transportadores de distinto tipo.

RUTAS Y HORARIOS PARA LA RECOLECCIÓN DE DESECHOS. Es necesario establecer rutas horarios y frecuencias de recolección para evitar que los residuos permanezco mucho tiempo en cada uno de los servicios las rutas deben encontrarse apropiadamente señalizadas y debe evitar cruzarse con las operaciones de diagnóstico

terapéuticas de visita y de otros servicios tales como lavandería y cocina para evitar riesgos de contaminación. Las rutas deben cubrir la totalidad de una institución se recomienda elaborar un diagrama de flujo de residuos sobre el esquema de distribución de planta identificando las rutas internas de transporte y en cada punto de generación el número color y capacidad de los recipientes a utilizar así como la clase de residuos generados.

ENFERMEDADES

ASOCIADAS

INADECUADA

GESTIÓN

RESIDUOS

HOSPITALARIOS. Según investigaciones realizadas en varios países el mal manejo de desechos propicia enfermedades, algunas veces graves y mortales estos males atacan directamente a las personas vinculadas al centro de salud, pero también a la población en general, principalmente cuando existe un 5 de generación recolección tratamiento y reciclaje de residuos y desechos sin ninguna adecuada gestión. SEGURIDAD E HIGIENE OCUPACIONAL Todo el personal del hospital es responsable del manejo adecuado delos desechos hospitalarios infecciosas desde los médicos y enfermeras que son generadores de desechos debido al empleo de material descartable, continuando con el personal de limpieza que coloca los recipientes para los DHI y es quién se lo lleva Igualmente los técnicos que dan mantenimiento a los medios de transporte y equipo empleado para la gestión de los mismos. Técnicas de higiene durante la jornada laboral. Durante la jornada de trabajo es necesario tomar en cuantas ciertas consideraciones para disminuir el riesgo de contagio por el contacto con DHI. Lavado de manos. Las infecciones asociadas con la atención sanitaria afectan cada año a cientos de millones de pacientes en todo el mundo y a su vez ocasiona una alta morbimortalidad para los pacientes y sus familias.

Fig32: Lavado de Manos RIESGOS PARA LA SALUD Los trabajadores de la salud se enfrentan a diferentes factores de riesgo de contaminación o adquisición de enfermedades ocupacionales por contacto con residuos infeccioso. Esta relación está directamente asociada con la ocupación u oficio que se realiza 

Riesgo alto: Personas expuestas al manejo directo de residuos patógenos infecciosos como sangre y tejidos, agujas desechadas, hojas de bisturí, residuos de laboratorio, fluidos corporales. Los trabajadores que tienen estos riesgos son generalmente los de servicios varios de aseo, lavanderías, mantenimiento, auxiliares de enfermería y odontología



Riesgo medio: Los trabajadores cuyas actividades no involucra contacto directo con los residuos infecciosos o su contacto no es permanente como: médicos, enfermeras, técnicos de rayos x, auxiliares de laboratorio, bacteriólogos y personas de cocinas en el aseo de vajillas



Riesgo bajo: Los empleados que estando en el hospital no tienen contacto con los residuos generados como: el personal de oficinas el contacto con estos residuos sin las medidas de seguridad en su manejo y sin usar los elementos de protección requeridos pueden originar enfermedades o infecciones que potencialmente producen daños en la salud como: dermatitis, conjuntivitis, etcétera.

IDENTIFICACIÓN DE LAS ÁREAS DE MAYOR RIESGO DE CONTAGIO

Servicio

Condición

Observaciones

Riesgo Alto

Por la naturaleza del área no se conocen en absoluto las condiciones infecto-contagiosas que pudieran poseer los pacientes.

Riesgo Alto

Los pacientes están identificados por portar VIH, Tuberculosis etc. Pero el personal no se protege de manera adecuada.

Riesgo Alto

El personal médico no se protege de manera apropiada a pesar del riesgo del área. Ciertos pacientes con enfermedad infectocontagiosa y muy poco precavidos dejan agujas con resto de sangre en de las habitaciones donde se encontraban hospedados, lo cual ocasiona condiciones inseguras a terceros.

Riesgo Alto

Los equipos médicos para los pacientes que portan enfermedades infectocontagiosas están identificados y son sometidos a procesos de esterilización. El riesgo se presenta por errores del personal al no respetar los procedimientos. Esta área es una de las que genera mayor volumen de cantidad de desechos infectocontagiosos.

Laboratorio

Riesgo Alto

El personal médico no está en contacto directo con los pacientes, pero el manejo constante del sin número de muestras que se realizan diariamente y el no conocer la condición del paciente del que se obtuvo la muestra genera una sensación de riesgo aun cuando el laboratorio manifestó no haber presentado accidentes.

Quirófano

Riesgo Alto

Por la naturaleza del área el personal médico se ve expuesto a gran cantidad de fluidos y restos anatómicos. El riesgo de infección es por cortes y salpicaduras, posibles causales de contagio de enfermedades infectocontagiosas.

Limpieza

Riesgo Alto

La mala segregación ha producido que 10% del personal de limpieza haya reportado un pinchazo o corte (encuestas aplicadas durante el periodo de trabajo), siendo uno de los grupos que mayor riesgo corre al realizar su labor.

Emergencia - Urgencia

Medicina Interna

Hematología

Diálisis

DISPOSICIÓN GENERAL DE LOS DESECHOS HOSPITALARIOS

HISTORIA Los países de la región de América Latina y el Caribe han iniciado el desarrollo de programas de control de desechos peligrosos encabezados por Argentina, Brasil, México y Venezuela. Hasta 1991 en ningún lugar se ha observado una infraestructura adecuada que posea los medios

tecnológicos necesarios para tratar las cantidades de desechos peligrosos que están generándose. Como resultado estos desechos de las actividades industriales y de atención de la salud se eliminan de manera inadecuada porque la mayoría de países los han incinerado, impactando el medio ambiente con la generación de gases contaminantes. El programa ALA 91/33 desde 1995 identificó la problemática de la gestión de los desechos sólidos hospitalarios en las capitales de Centroamérica proponiendo soluciones para la disminución de los riesgos ambientales y de la salud. Basado en un manejo adecuado de los procesos internos en los entes generadores de los desechos hospitalarios peligrosos, la educación al personal de la salud y la mitigación de los riesgos a través de la transferencia tecnológica y una adecuada legislación para dar el marco legal que sustente esta solución. En Guatemala en el año 2001 entra en vigencia el acuerdo gubernativo 509/2001 el cual provee el marco legal y el reglamento para el manejo de los desechos sólidos hospitalarios en el país y en el año 1999 Biotrash nace como la primera solución en el mercado Centroamericano para atender la problemática del manejo de los desechos sólidos hospitalarios peligrosos con cobertura en Guatemala. (BIOTRASH, 1999) ANTECEDENTES

Se calcula que en el mundo se genera alrededor de 30 a 40 millones de toneladas de residuos biológico-infecciosos provenientes de lugares que prestan atención médica a seres vivos, situación que pone en alerta a autoridades y generadores dada la contaminación que está ocasionando en sus entornos.  En 1971 se crea la Ley Federal para prevenir y controlar la contaminación ambiental.  En 1977 la Subsecretaria de Mejoramiento del Ambiente, crea el Departamento para la prevención y control de la contaminación de los suelos.  En 1983 se crea la Secretaria de Desarrollo Urbano y Ecología (SEDUE), y la Dirección de Área de Residuos Sólidos y de la Contaminación del Suelo.  En 1988 se crea la Dirección de Operación en la SEDUE.  En 1992 se crea la Secretaria de Desarrollo Social (SEDESOL) con dos órganos desconcentrados: Instituto Nacional de Ecología (INE) y la Procuraduría Federal de Protección al Ambiente (PROFEPA).  En 1994 nace la Secretaria de Medio Ambiente Recursos Naturales y Pesca (SEMARNAP).  En 1995 se publica en el Diario Oficial de la Federación (DOF) laNOM-087-ECOL-1995, misma con la que inician las autoridades a inspeccionar las empresas generadoras de RPBI.  La NOM-087-ECOL-1995, entra en vigor en Noviembre de 1996, 180 días después de un plazo establecido por PROFEPA.

 En Mayo de 1996, se inicia la vigilancia a 156 unidades médicas, no aplicando la Norma, en cuestión de recolección, transporte externo y disposición final. Para este entonces se presenta una situación insostenible para el municipio de Hermosillo, Sonora, por no contar con la infraestructura requerida para responder a la demanda de manejo a la cantidad de residuos hospitalarios generados en las Unidades Médicas. MARCO TEÓRICO

DESECHOS HOSPITALARIOS

Son desechos sanitarios que los provenientes de clínicas y consultas médicas, de centros ambulatorios, de clínicas dentales, de laboratorios, de centros de investigación, de los cuidados de salud domiciliaria pacientes diabéticos, tratamientos ambulatorios de cuadros agudos por vía intravenosa o intramuscular, atención de enfermería, y de centros de diálisis, entre otros ETAPAS DEL MANEJO DE DESECHOS SÓLIDOS HOSPITALARIOS

Fig33: Tratamiento de residuos Sanitarios

1. Identificación de los desechos y de las áreas donde se generan: Es importante separar o seleccionar apropiadamente los desechos; se pueden clasificar de acuerdo a su riesgo en: desechos generales o comunes, desechos peligrosos: infecciosos y especiales. 2. Envasado de los desechos generados de acuerdo con sus características físicas y biológico-infecciosas: Se debe contar con recipientes apropiados para cada tipo de desecho: 

El tamaño (apropiado según el uso)



Peso (capacidad máxima de 8 a 10 kg)



Color de acuerdo a su clasificación (rojo, amarillo o verde y negro o blanco)



Forma (la superficie será lisa y redondeada para facilitar su limpieza)



Material (puede ser de polietileno de alta densidad, fibra de vidrio, acero o material metálico no oxidable)

3. Recolección y transporte interno: Consiste en trasladar los desechos en forma segura y rápida desde las fuentes de generación hasta el lugar destinado para su almacenamiento temporal. 58

4. Almacenamiento temporal: Es donde se centralizará el acopio de los desechos en espera de ser transportados al lugar de tratamiento, reciclaje o disposición final. 

Características:  Exclusividad  Seguridad  Higiene y saneamiento

5. Recolección y transporte externo: Se llevará a cabo con los desechos que cumplan con el envasado, embalado y etiquetado o rotulado descrito anteriormente. 6. Tratamiento: Generalmente se realiza fuera del centro de salud; sin embargo, algunos centros u hospitales por su complejidad y magnitud cuentan dentro de sus instalaciones con sistemas de tratamiento. 7. Disposición Final: Se realiza fuera del centro de salud. Los desechos infecciosos peligrosos tratados mediante la incineración se eliminarán como desechos no peligrosos y los que hayan sido tratados con el método de esterilización deberán triturarse o someterse a un proceso que los haga irreconocibles.

CLASIFICACIÓN DE LOS DESECHOS HOSPITALARIOS

Fi g34: Manejo de Desechos Hospitalarios Infecciosos DESECHOS ESPECIALES

Fig35: Manejo de Desechos Hospitalarios Infecciosos Generados en los servicios de diagnóstico y tratamiento, que por sus características físicoquímicas son peligrosos. Constituyen el 4% de todos los desechos. Estos son: Desechos químicos Sustancias o productos químicos con las siguientes características:  Tóxicas para el ser humano y el ambiente  Corrosivas, que pueden dañar tanto la piel y mucosas.  Inflamables y/o explosivas, que puedan ocasionar incendios en contacto con el aire o con otras sustancias. Entre estos desechos tenemos:  Las placas radiográficas y los productos utilizados en los procesos de revelado.  Las pilas, baterías y los termómetros rotos que contienen metales tóxicos y además las sustancias envasadas a presión en recipientes metálicos, que pueden explotar en contacto con el calor.

Desechos radiactivos Aquellos que contienen uno o varios nucleídos que emiten espontáneamente partículas o radiación electromagnética, o que se fusionan espontáneamente. Provienen de laboratorios de análisis químico y servicios de medicina nuclear y radiología. Comprenden a los residuos, material contaminado y las secreciones de los pacientes en tratamiento.

Desechos farmacéuticos Son los residuos de medicamentos y las medicinas con fecha vencida. Los más peligrosos son los antibióticos y las drogas citotóxicas usadas para el tratamiento del cáncer.

HISTORIA DE LA RADIOLOGÍA EN EL ECUADOR Y LA OBTENCIÓN DE LA LICENCIA.

HISTORIA

Apenas seis años después que los rayos X fueran descubiertos y se iniciara su aplicación sistemática en la medicina, llegó al país el primer equipo de tan sorprendente alcance tecnológico, y se realizaron las primeras radiografías. A partir de aquel comienzo, en el año de 1901, con el doctor Andrade, en Guayaquil, han sido los radiólogos nacionales, en la práctica médica privada, los que más han contribuido a nuestros adelantos tecnológicos.Desde 1920 con la llegada desde París del doctor Luis Romo Rosales, Guayaquil contó con los mejores equipos, actualizados para la época.

Desde 1928, el doctor Juan Verdesoto Beltrán hacía prodigios en radiología con un equipo de bajo rendimiento. Sus trabajos y aciertos diagnósticos admiraban el cuerpo médico porque aparte de ser radiólogo era un clínico sagaz que enfocaba muy bien el diagnóstico clínico-radiológico. Como las necesidades de radiodiagnóstico en Guayaquil se intensificaban los doctores Julio Mata Martínez y Jorge Illingworth Icaza importaron equipos marca General Electric, de ánodo fijo, con los cuales empiezan a trabajar desde 1938. Ambos radiólogos muy acertados hicieron progresar el radiodiagnóstico en Guayaquil. En 1929, el Hospital General de Guayaquil, hoy llamado Luis Vernaza, contaba con equipos alemanes marca Sanitas. Los instaló el ingeniero alemán Schaiber, quien se quedó en Guayaquil para seguir operando dichos aparatos.En 1943, el interno Reinaldo Irigoyen Arellano y el ayudante de interno Germán Abad Valenzuela en vista de la carencia de servicio de radiología en el Hospital General decidieron inspeccionar el gabinete de rayos X, encontrándolo en calamitoso deterioro. El equipo de 250 miliamperios totalmente destruido. El equipo de 30 miliamperios, también estaba muy estropeado; pero podía ser reparado. El ingeniero Megan se encargó de rebobinar el secundario del transformador de alta tensión y los dos internos reparan las demás piezas para hacer una adaptación y ver la mejor manera de hacerlos funcionar. Desde entonces, el Hospital General contó por lo menos con la toma de radiografías de tórax y de extremidades. Con improvisado y reparado Bucky, del sistema Akerlund, se pudo tomar radiografías de cráneo, pelvis y columna vertebral, siempre y cuando el paciente era de menor espesor. Como uno de los servicios básicos de cualquier hospital debe de contar con un buen equipo de rayos X, sugerimos a la Junta de Beneficencia de Guayaquil, que importase un aparato capaz de afrontar el radiodiagnóstico general. Se decidió instalar un equipo marca General Electric, de 200 miliamperios, el cual funcionó por muchos años, hasta que en 1950 se instaló en el hospital el más potente equipo que jamás haya existido en Ecuador, o sea el sistema Tridorus, de 1000 miliamperios, que trabajó con mucho éxito por algunos años. Los requerimientos radiológicos aumentaron instalándose, por consiguiente, otro equipo imperial General Electric, modelo Imperial, de 500 miliamperios.Actualmente, en Ecuador está en la era del diagnóstico por imágenes con ultrasonido, tomografía computada y resonancia magnética nuclear.

MARCO TEORICO

La radiología en ecuador comienza poco tiempo después de haberla descubierto WilhemRoetgen, la ciudad de Guayaquil fue la pionera en la radiología ya que a esa ciudad llegaron los primeros equipos, poco a poco según ha ido evolucionando la radiología se han ido incorporando equipos que puedan prestar el servicio necesario opera los pacientes y no tener inconvenientes posteriormente, el diagnóstico por imagen se ha convertido en una herramienta indispensable para generar una imagen optima y adecuada para que el galeno pueda dar su diagnóstico. En este sentido los operadores de dichas maquinas (radiólogos) también deben actualizarse ya que los equipos son diferentes si hablamos de radiología digital y convencional, los radiólogos deben cumplir ciertos requisitos para poder ejercer este trabajo, capacitándose de la mejor manera porque trabajar con la radiación es peligroso ya que dicha radiación puede causar muchos daños irreversibles en el ser humano, en el peor de los casos puede causar hasta la muerte, por este motivo el profesional radiólogo debe estar consciente de lo que va a realizar y aparte de eso debe tener un conocimiento muy amplio en la protección radiológica ya que gracias a ello evita que las radiación pegue directamente al cuerpo. En este sentido, se debe poner en práctica las tres palabras muy importantes para un radiólogo que son: tiempo, distancia y blindaje esto nos ayuda para que podamos repeler por así decirlo a la radiación, y evitar que cause daños al cuerpo, en tal virtud el radiólogo certificado para poder ejercer su trabajo como primer punto debe obtener la licencia personal de radiología que le otorga actualmente el ministerio de electricidad y energía renovable, previo a seguir un curso que le garantiza obtener los conocimientos necesarios para ejercer en el mundo de la radiología, por ende este documento (licencia) le va a certificar que está capacitado para manejar los equipo de radiología.

Fig36: Historia de la Radiologia REQUISITOS PARA LA OBTENCIÓN DE LA LICENCIA

1.- Tercer nivel de instrucción. 2.- Estar inscrito en el senescyt. 2.- Seguir un curso básico de protección radiológica que tiene un costo de 79$. 3.- Aprobar el examen. 4.- Ingresar a la página www.energia.gob.ecdescargar el formulario y llenarlo. 

menú



biblioteca



formularios para servicios en la scan



emisión de licencia personal en materia de seguridad radiológica.

5.- Examen de sangre. 6.- Certificado médico. Acercarse a sacar el certificado médico con los siguientes exámenes: 

biometría hemática



plaquetas

7.- Pagar el valor de la licencia 2$. 8.- dejar toda la documentación. 9.- Retirar la licencia en 8 días laborables.

USOS PACÍFICOS DE LA ENERGÍA ATÓMICA HISTORIA

Hacia 1847 comienza a conjeturarse el principio de conservación de la energía, la edad atribuida al sol y la imposibilidad de explicar sus radiaciones a partir de una simple combustión química, por tanto debería existir alguna otra fuente de energía inadvertida hasta entonces por la humanidad. En sólo medio siglo desde el inesperado descubrimiento de los rayos X por parte de Wilhelm Roetgen en 1895, la ciencia siguió la senda de los misteriosos fenómenos radiactivos. En 1876 los experimentos de EugenGolstein con rayos catódicos ponen en la pista a los científicos

para

detectar

electrón.

1896

físico

francés

Antoine

Henri

Becquerel comprueba que ciertas sustancias, como las sales de uranio, generan rayos penetrantes de origen misterioso. Las investigaciones de Marie y Pierre Curie con mineral de uranio llevan al descubrimiento de otras sustancias hasta entonces desconocidas y aún más radiantes, entre ellas el radio. 63

Posteriormente, en 1939 el físico danés Niels Bohr anuncia a la comunidad científica, a pesar de sus reservas iniciales, un fenómeno inédito, la fragmentación del núcleo del uranio. El fenómeno será conocido a partir de entonces como fisión. La fisión del uranio, según se comprueba, libera cerca de diez veces más energía nuclear por núcleo que cualquier otra reacción nuclear de las conocidas hasta entonces y además es susceptible de propagarla mediante una reacción en cadena. En 1942 en EE.UU. el físico Enrico Fermi y sus colaboradores construyen en la Universidad de Princeton, en Chicago, la primera pila atómica, el suceso da paso a la primera reacción nuclear controlada en la historia de la humanidad y servirá de modelo para centrales electro-nucleares y en lo inmediato para construir las primeras bombas atómicas. En 1945, el 16 de julio, en secreto, en White Sands, en el estado de Nuevo Mexico, EE.UU. es detonada en medio de una gran expectativa la primera bomba atómica experimental, de 19 kilotones bajo el nombre clave de Trinity, paso previo a los bombardeos sobre Japón en agosto. En 1949 Rusia realiza en Siberia su primera prueba atómica. En 1952 también Gran Bretaña se incorpora como potencia nuclear, así como Francia y China acceden a la bomba durante 1960 y 1964 respectivamente. MARCO TEÓRICO

USOS PACÍFICOS DE LA ENERGÍA NUCLEAR

Gracias al uso de reactores nucleares hoy, en día es posible obtener importantes cantidades de material radiactivo a bajo costo. Es así como desde finales de los años 40, se produce una expansión en el empleo pacífico de diversos tipos de Isótopos Radiactivos en diversas áreas del quehacer científico y productivo del hombre.

AGRICULTURA Y ALIMENTACIÓN Control de Plagas Con la tecnología nuclear es posible aplicar la llamada "Técnica de los Insectos Estériles (TIE)", que consiste en suministrar altas emisiones de radiación ionizante a un cierto grupo de insectos machos mantenidos en laboratorio. Luego los machos estériles se dejan en libertad para facilitar su apareamiento con los insectos hembra. No se produce, por ende, la necesaria descendencia. De este modo, luego de sucesivas y rigurosas repeticiones del proceso, es posible controlar y disminuir su población en una determinada región geográfica. En Chile, se ha aplicado con éxito la técnica TIE para el control de la mosca de la fruta, lo que ha permitido la expansión de sus exportaciones agrícolas. CONSERVACIÓN DE ALIMENTOS

En el mundo mueren cada año miles de personas como producto del hambre, por lo tanto, cada vez existe mayor preocupación por procurar un adecuado almacenamiento y mantención de los alimentos. Las radiaciones son utilizadas en muchos países para aumentar el período de conservación de muchos alimentos. Es importante señalar, que la técnica de irradiación no genera efectos secundarios en la salud humana, siendo capaz de reducir en forma considerable el número de organismos y microorganismos patógenos presentes en variados alimentos de consumo masivo. HIDROLOGÍA Gracias al uso de las técnicas nucleares es posible desarrollar diversos estudios relacionados con recursos hídricos. En estudios de aguas superficiales es posible caracterizar y medir las corrientes de aguas lluvias y de nieve; caudales de ríos, fugas en embalses, lagos y canales y la dinámica de lagos y depósitos.

MEDICINA Vacunas Se han elaborado radiovacunas para combatir enfermedades parasitarias del ganado y que afectan la producción pecuaria en general. Los animales sometidos al tratamiento soportan durante un período más prolongado el peligro de reinfección siempre latente en su medio natural. Medicina Nuclear Se ha extendido con gran rapidez el uso de radiaciones y de radioisótopos en medicina como agentes terapéuticos y de diagnóstico. En terapia médica con las técnicas nucleares se puede combatir ciertos tipos de cáncer. Con frecuencia se utilizan tratamientos en base a irradiaciones con rayos gamma provenientes de fuentes de Cobalto-60, así como también, esferas internas radiactivas, agujas e hilos de Cobalto radiactivo. Combinando el tratamiento con una adecuada y prematura detección del cáncer, se obtienen terapias con exitosos resultados. Radiofármacos Se administra al paciente un cierto tipo de fármaco radiactivo que permite estudiar, mediante imágenes bidimensionales (centelleografía) o tridimensionales (tomografía), el estado de diversos órganos del cuerpo humano. De este modo se puede examinar el funcionamiento de la tiroides, el pulmón, el hígado y el riñón, así como el volumen y circulación sanguíneos. También, se utilizan radiofármacos como el

Cromo - 51 para la exploración del bazo, el Selenio - 75 para el estudio del páncreas y el Cobalto - 57 para el diagnóstico de la anemia. MEDIO AMBIENTE En esta área se utilizan técnicas nucleares para la detección y análisis de diversos contaminantes del medio ambiente. La técnica más conocida recibe el nombre de Análisis por Activación Neutrónica, basado en los trabajos desarrollados en 1936 por el científico húngaro J.G. Hevesy, Premio Nobel de Química en 1944. La técnica consiste en irradiar una muestra, de tal forma, de obtener a posteriori los espectros gamma que ella emite, para finalmente procesar la información con ayuda computacional. La información espectral identifica los elementos presentes en la muestra y las concentraciones de los mismos. INDUSTRIA E INVESTIGACIÓN Trazadores Se elaboran sustancias radiactivas que son introducidas en un determinado proceso. Luego se detecta la trayectoria de la sustancia gracias a su emisión radiactiva, lo que permite investigar diversas variables propias del proceso. Entre otras variables, se puede determinar caudales de fluidos, filtraciones, velocidades en tuberías, dinámica del transporte de materiales, cambios de fase de líquido a gas, velocidad de desgaste de materiales, etc. DATACIÓN Se emplean técnicas isotópicas para determinar la edad en formaciones geológicas y arqueológicas. Una de las técnicas utiliza el Carbono-14, que consiste en determinar la cantidad de dicho isótopo contenida en un cuerpo orgánico. La radiactividad existente, debida a la presencia de Carbono-14, disminuye a la mitad cada 5730 años, por lo tanto, al medir con precisión su actividad se puede inferir la edad de la muestra.

INVESTIGACIÓN Utilizando haces de neutrones generados por reactores, es posible llevar a cabo diversas investigaciones en el campo de las ciencias de los materiales. Por ejemplo, se puede obtener información respecto de estructuras cristalinas, defectos en sólidos, estudios de monocristales, distribuciones y concentraciones de elementos livianos en función de la profundidad en sólidos, etc. TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO HISTORIA

En 1961, fue publicado el Reglamento de la OIEA para el Transporte Seguro de Material Radiactivo con base en la experiencia proporcionada por los Estados Miembros, así como por las organizaciones internacionales. A pesar de llamarle Reglamento, se trata realmente de estándares regulatorios recomendados para las actividades de transporte internacional. Cada Estado u organización internacional/nacional decide sobre su aplicación. En 1969, el Reglamento de la OIEA había sido adoptado o usado como base para reglamentos en muchos Estados Miembros. Las principales organizaciones internacionales responsables del transporte por carretera, ferrocarril, mar, aire y vías fluviales navegables han incorporado el Reglamento del OIEA a su propio reglamento. Las Recomendaciones de las Naciones Unidas para el Transporte de Mercancías Peligrosas siempre han tomado como referencia el Reglamento del OIEA. Como resultado, el Reglamento se aplica al transporte de material radiactivo casi en todas partes del mundo. Marítimo En 1965, la Organización Marítima Internacional (OMI) www.imo.org publicó el Código Marítimo Internacional para el Transporte de Mercancías Peligrosas (IMDG). Este Código es para el transporte marítimo de mercancías peligrosas de cualquier tipo y aborda temas tales como el embalaje y el almacenaje de contenedores, con particular referencia a la segregación de sustancias incompatibles. Las disposiciones de la OMI para el material radiactivo están basadas en el Reglamento del OIEA. El Código IMDG ofrece una guía a aquellos involucrados en el manejo y transporte de materiales radiactivos durante el transporte marítimo. En 1993, la OMI también estableció el Código para la Seguridad del Transporte de Combustible Nuclear Irradiado, Plutonio y Residuos y Residuos de Alto Nivel Radiactivo en Embalajes a Bordo de Buques (Código CNI) para complementar el Reglamento de la OIEA. Aunque el diseño del embalaje continúa siendo la principal medida de seguridad, este Código incorpora recomendaciones para el diseño de buques que transporten material radiactivo. En enero del 2001, el Código CNI se instituyó como obligatorio y fue renombrado Código Internacional para el Transporte Seguro de Combustible Nuclear Irradiado, Plutonio y Residuos de Alto Nivel Radiactivo en Embalajes a Bordo de Buques. Aéreo La Organización de Aviación Civil Internacional (OACI) es la responsable de todos los aspectos de la aviación civil internacional. Desarrolla estándares y prácticas recomendadas a través del desarrollo de Anexos a la Convención de 1944 sobre la Aviación Civil Internacional. En 1981, la OACI adoptó el Anexo 18, que abarca el transporte por vía aérea de mercancías peligrosas y, además, publicó un conjunto de Instrucciones Técnicas (TI, por sus siglas en Inglés) que detallan los requisitos para estos transportes. Las TI contienen una lista de mercancías peligrosas, así como requisitos para el embalaje, marcado, rotulado y una serie de documentos que son completamente consistentes con el Reglamento del OIEA.

Terrestre La Comisión Económica de las Naciones Unidas para Europa (CEPE-NU) publica el Acuerdo Europeo referente al Transporte Internacional de Mercancías Peligrosas por Carretera (conocido como ADR). Este documento contiene requisitos para la documentación, clasificación, marcado, rotulado y embalaje de las mercancías peligrosas transportadas por carretera. El Reglamento del OIEA ha sido adoptado para aplicarlo al transporte de material radiactivo bajo el Acuerdo ADR. Actualmente, hay 46 Estados contratantes de este Acuerdo. Hoy en día hay 42 Estados partes de este Reglamento, el cual aplica el Reglamento para el Transporte Seguro del OIEA.

CASOS Y ANTECEDENTES



En septiembre de 1987, los habitantes de Goianía, una ciudad brasileña, encontraron una máquina desconocida abandonada en un vertedero. La abrieron y hallaron en su interior un polvillo azul. La tradición de la pintura corporal debió marcar el comportamiento de los brasileños, pues muchos de ellos se embadurnaron con él. Un mes después se empezaron a producir las primeras muertes. Aquel polvillo era Cesio 137, un material altamente radiactivo que debería haber estado almacenado bajo estrecha vigilancia. El Gobierno brasileño se vio obligado a poner a toda la población bajo control radiológico. Casi 300 personas se vieron afectadas. Los que murieron a causa de la radiación fueron enterrados en ataudes de plomo de 608 kilos bajo varias capas de cemento.



Al menos tres cementerios de residuos de baja actividad de los Estados Unidos y el de Carísbad (Nuevo Méjico) para deshechos altamente radioactivos han sufrido fugas y problemas geológicos.



En los almacenes radioactivos rusos también se han producido accidentes muy graves. El vertido de residuos al río Tetcha, durante el periodo 1948-1951, supuso la contaminación de 124.000 personas, y la evacuación de otras 7.500, que ocupaban suelos altamente contaminados.



El accidente más grave se produjo el 29 de septiembre de 1957, en la planta de almacenamiento de Kishtim, cuando al explotar un contenedor con 160 m3 de residuos, contaminó con unos 2 millones de curios una superficie de 1.000 km2. El accidente obligó a la evacuación inmediata de 10.700 personas. El secreto oficial ha impedido conocer el número de víctimas del accidente (16). Los materiales radiactivos acumulados en el lago Karachai se dispersaron con la sequía de 1967; como consecuencia, 1.800 km2 resultaron contaminados. Todavía en 1991, permanecer una hora en esta zona suponía recibir una dosis radiactiva mortal.



En abril de 1973, el tanque 106 T contenía residuos radiactivos de alta actividad procedentes de la planta de reprocesado de combustible Purex con alrededor de 1,5 68

millones de litros, principalmente en forma líquida. Entre el 20 de abril y el 8 de junio, el tanque 106 T dejó escapar al suelo, más o menos 435.000 litros de líquido absolutamente radiactivo conteniendo aproximadamente 40.000 curios de cesio-137, 14.000 curios de estroncio-90 y 4 curios de plutonio.  La fuga era la decimoprimera registrada en Hanford, no sería la última.  En noviembre de 1978 el biólogo disidente soviético Jaurés Medvedev informó de una supuesta catástrofe producida en la región soviética de Cheliabinsk, en los Urales del Sur, como consecuencia de haberse producido criticidad en una planta de tratamiento o almacenamiento de residuos radiactivos. La catástrofe habría tenido lugar a finales de 1957 o principios de 1958, habría producido la muerte de centenares de personas y habría contaminado una extensa área. Informes de la CIA confirmaron, sin mayores precisiones, esta catástrofe, sabiéndose también que los Estados Unidos no tuvieron interés en señalarla, en su día, para no alertar contra su propio programa nuclear.

Fig37: Transporte de material Radioactivo 

A comienzos de abril de 1993 se desencadena un grave accidente en el depósito de residuos radiactivos de Tomsk. El 18 de julio del mismo año se produjo otra fuga radiactiva en la planta de Tcheliabinsk, que también procesa residuos radiactivos; el 2 de agosto, otro accidente en el almacén de Tcheliabinsk 40. La lista de accidentes en depósitos de residuos radiactivos se incrementa peligrosamente. Las estimaciones de sus consecuencias son sobrecogedoras: 450.000 personas contaminadas, de las cuales más de 50.000 habrían recibido dosis considerables.

MARCO TEORICO

El transporte de material radioactivo es objeto de seria preocupación en todo el mundo, ya que existe el movimiento de materiales radiactivos por tierra, mar y por vía aérea, por lo general la población no está consciente de los peligros realmente potenciales al transportar dicho material, el personal que realiza el transporte de material radioactivo o bultos debe cumplir con normas que establece el organismo internacional de energía atómica, con el fin de garantizar la seguridad de la población y el ambiente ya que la radiación es extremadamente peligrosa al ser transportada o manipulada.

Fig38: Transporte de material Radioactivo El conocimiento del transporte de material radiactivo es para la prevención de daños que pueden causar si este se encuentra a calor a temperaturas elevado al igual que la dispersión de este que pueda causar, es necesario conocer las normas básicas de seguridad de protección radiológica que ha sido patrocinada por la OIEA y la OMS. El personal que trabaja con material radiactivo debe conocer las etiquetas para poder identificar los bultos o material que se transporta. En caso de que haya un accidente con radiación informar para poder tratar el material adecuadamente. Es necesario el conocimiento de tipos de bultos que existen para el transporte lo cual son: bultos exceptuados, bultos industriales, bultos de tipo A y bultos de tipo B. Los bultos exceptuados, estos contienen cantidades de materiales radiactivos muy pequeños deben cumplir determinados requisitos para la certeza de su contenido al momento de ser utilizados y que el transporte se realice con seguridad. Los bultos industriales, estos transportan material de baja actividad específica, contienen poca actividad de masa, su contaminación es superficial por su baja cantidad de radiación, por lo tanto puede haber un mínimo riesgo de irradiación interna, estos se clasifican en 3 tipo 1, 2 y 3 cada uno de ellos debe cumplir ciertos requisitos de temperatura y de presión. Bultos de tipo A, pueden resultar dañados en un accidente grave y dispersar una fracción de su contenido. Por consiguiente, el reglamento limita las cantidades máximas de radionúclidos que pueden transportarse en dichos bultos. Bultos de tipo “B” Se utilizan para acarrear cantidades de materiales radiactivos grandes. Estos bultos deben ser capaces de resistir los efectos de accidentes graves. A fin de demostrar esta capacidad, se prescriben ensayos de resistencia al impacto, a la penetración, al fuego y a la inmersión en agua, que presentan condiciones hipotéticas de accidentes.

GLOSARIO DE TÉRMINOS



Agropecuaria: aquella actividad humana que se encuentra orientada tanto al cultivo del campo como a la crianza de animales



Angiografía:Es un procedimiento en el que se utiliza un tinte especial (material de contraste) y rayos X para observar la forma en que fluye la sangre a través de las arterias. Una vez que el catéter está en el sitio, se inyecta el tinte (material de contraste) dentro del catéter. Se toman radiografías para observar cómo se moviliza dicho tinte a través de la arteria. El tinte ayuda a resaltar cualquier obstrucción en el flujo sanguíneo. (Scott Miller, 2015)



Astrofísicos:La astrofísica es la ciencia que estudia el universo como un todo, lo cual incluye los cometas, las galaxias y los planetas



Blindaje.- Conjunto de materiales que se utilizan para blindar



Calibración: Establecer con exactitud la correspondencia entre las indicaciones de un instrumento de medida y los valores de la magnitud que se mide con él



Campo magnético.- Región del espacio en la que se manifiestan los efectos de las fuerzas magnéticas.



Concurrente: Acudir varias personas a un lugar



Cutánea: el cutis o la piel o relativo a ellos



Detrimento: Daño moral o material



Dosimetría personal: detectar y medir la radiación absorbida del POE, al trabajar con fuentes generadoras de radiación ionizante.



Dosimetría: Cantidad o porción medida de una cosa



Dosimetría: medición de la dosis, cuantificación numérica de las dosis de radiación recibida.



Dosis absorbida: cantidad de energía entregada a un material.



Dosis acumulativa: Efecto acumulativo de muchas dosis pequeñas de radiación repartidas en el periodo de largo tiempo.



Dosis efectiva: dosis absorbida en todo el cuerpo ponderada por la calidad de la radiación.



Dosis equivalente: usada para comparar los efectos biológicos de diferentes tipos de radiaciones.



Dosis máxima permisible: tiempo transcurrido entre la exposición y la aparición de un efecto biológico (límite de dosis anual REM).



Dosis umbral: dosis mínima requerida para que se produzca un efecto biológico.



Dosis: Cantidad o porción de una cosa



El Tubo De Crookes: es un cono de vidrio con 1 ánodo y 2 cátodos, por el cual circulan una serie de gases, que al aplicarles electricidad adquieren fluorescencia, de ahí que sean llamados fluorescentes.



Electrón.- Partícula que se encuentra alrededor del núcleo del átomo y que tiene carga eléctrica negativa.



Entomología:Parte de la zoología que estudia los insectos.



Fluorescencia:Propiedad que tienen algunas sustancias de reflejar luz con mayor longitud de onda que la recibida, cuando están expuestas a ciertos rayos del espectro.



Fluoroscopia o Radioscopia: Su objetivo es el examen interno del cuerpo humano y, en general, de los cuerpos opacos, mediante la imagen que proyectan en una pantalla al ser atravesados por los rayos X. Muestra el movimiento de las estructuras internas del cuerpo humano. La radioscopia o fluoroscopia se basa en la propiedad de los rayos X de producir luminiscencia (fluorescencia más fosforescencia) al actuar sobre diversas sustancias.



Fotón: Es aquella partícula de luz que se propaga en el vacío. El fotón es la partícula responsable de las manifestaciones cuánticas del fenómeno electromagnético, porque es portadora de todas aquellas formas de radiación electromagnética, entre las que se incluyen los rayos gamma, los rayos x, la luz ultravioleta, la luz infrarroja, las ondas de radio, las microondas, entre otras.

 

GRAY: medida de la dosis absorbida Ionización.-Es un procedimiento a través del cual se generan iones (un átomo o una molécula que dispone de carga eléctrica a partir de ganar o de perder una cierta cantidad de electrones).



Isótopo: Uno de dos o más núclidos que son químicamente idénticos ya que tienen el mismo número de protones, pero de distinto número másico, ya que los núcleos tienen diferente número de neutrones; los isótopos individuales se designan con el número másico en la parte superior (12C) y el número atómico (protones nucleares) en la parte inferior (6C). Antiguamente el número másico se ponía después del símbolo químico (C-12).



Kilovoltaje: Es la diferencia de potencial entre cátodo y ánodo. También se le llama TENSION. Controla la velocidad de aceleración de los electrones emitidos por el cátodo y por tanto hace variar su energía cinética. El kv controla también la energía de los fotones generados en el ánodo, podríamos resumir diciendo que el kv determina el tipo de

radiación.

El kvp es el voltaje máximo en kv de la corriente casi continua de alto voltaje entre cátodo y ánodo. Los kev son la unidad de medida de la energía de los fotones de Rx, uno se refiere (kvp) se refiere a la energía de los electrones cuando se aceleran y el otro (kev) se refiere a la energía de los fotones de Rx. 

La Ley De La Inversa Del Cuadrado: La densidad de líneas de flujo disminuye a medida que

aumenta

distancia.

La ley

inversa

del

cuadrado, ley cuadrática inversa o ley del cuadrado inverso de la distancia, se refiere a 72

algunos fenómenos físicos cuya intensidad es inversamente proporcional al cuadrado de la distancia al centro donde se originan. 

Los Materiales De Contraste: También llamados agentes de contraste o medios de contraste, son substancias que cambian temporalmente la forma en que los rayos X u otras herramientas para generar imágenes interactúan con el cuerpo.



Los Trazadores:son sustancias que se introducen en un sistema con el fin de estudiar la evolución temporal y/o espacial de determinado proceso químico, físico, biológico o industrial, a través de su detección o medición. De esta forma, estas sustancias se comportan como verdaderas “espías”, introduciéndose en un sistema en forma prácticamente desapercibida, brindando luego información acerca del mismo a un observador externo.



Núclido.- Es cada una de las posibles agrupaciones de nucleones (protones y neutrones), caracterizadas por un número másico A (protones + neutrones), un número atómico Z (protones) y un número N = A – Z (neutrones).



Núclidos.-Se clasifican en isótopos (que poseen igual número atómico, pero distinta cantidad de neutrones), isóbaros(que poseen igual número másico, pero distinto número atómico), isótonos (que poseen igual número de neutrones, pero con números atómico y másico distintos) e isómeros (que poseen números A, Z y N iguales, y difieren únicamente por su estructura de agrupamiento, que implica diferente nivel energético).



Partículas alfa:Las partículas alfa son núcleos de Helio, es decir átomos de He sin su capa de electrones. Constan de 2 protones y 2 neutrones confinados en un volumen equivalente al de una esfera de 10 -5 m de radio.



Partículas beta:son electrones. Los de energías más bajas son detenidos por la piel, pero la mayoría de los presentes en la radiación natural pueden atravesarla. Al igual que los emisores alfa, si un emisor beta entra en el organismo puede producir graves daños.



Partículas gamma: son los más penetrantes de los tipos de radiación descritos. La radiación gamma suele acompañar a la beta y a veces a la alfa. Los rayos gamma atraviesan fácilmente la piel y otras sustancias orgánicas, por lo que puede causar graves daños en órganos internos. Los rayos X (*) caen en esta categoría –también son fotones– pero con una capacidad de penetración menor que los gamma.



Pielografía Intravenosa(PIV) es un examen especial de los riñones, la vejiga y los uréteres, con el uso de rayos X.



Quimioterapia: Tratamiento de enfermedades con sustancias químicas o medicamentos; el término se usa habitualmente con referencia al cáncer.



R: mide la exposición gamma.



RAD: medida de dosis absorbida por un material.



Radiación electromagnética: Radiación que consiste en ondas eléctricas y magnéticas que viajan a la velocidad de la luz, tales como la luz, las ondas de radio, los rayos gamma y los rayos X.



Radiactividad: Fenómeno físico que presentan ciertos cuerpos, consistente en la emisión de partículas o radiaciones, o de ambas a la vez, procedentes de la desintegración espontánea del átomo.



Radioisótopos: Son isótopos radiactivos ya que tienen un núcleo atómico inestable (por el balance entre neutrones y protones) y emiten energía y partículas cuando cambia de esta forma a una más estable.



Radionúclido: Isótopo de origen natural o artificial que tiene radiactividad.



Radón: Un gas radiactivo sin olor, sabor o color que se presenta en forma natural con el decaimiento del uranio y el torio, sustancias químicas metálicas que se encuentran en las rocas y el suelo. La ingestión o inhalación de radón puede causar problemas de salud (ej.: cáncer de pulmón).



Rayos Catódicos: son corrientes de electrones observados en tubos de vacío, es decir los tubos de cristal que se equipan por lo menos con dos electrodos, un cátodo (electrodo positivo) y un ánodo (electrodo negativo) en una configuración conocida como diodo. Cuando se calienta el cátodo, emite una cierta radiación que viaja hacia el ánodo.



REM: evaluación del riesgo biológico de la radiación.



Roentgen: Unidad que mide la dosis de exposición física de radiaciones ionizantes. Su símbolo es R y equivale a 2,58·10-4 C/kg de aire.

BIBLIOGRAFÍA

1. (CSN), C. d. (1985). Radiación, dosis, efectos y riesgos. Nciones Unidas. 2. Kako, M. y. (1986). La Energía Nuclear. Barcelona: CR ferrar. 3. OIEA. (1986). Seguridad Radiológica. Viena. 4. Bulbulian, S. (1996). La Ciencia para todos. D.F México: Fondo de cultura Económica. 5. Mann, W. (1968) Radiactividad y su medida. México Editorial Reverté Mexicana. 6. Renovable, M. d. (2012). Curso Básico de Protección Radiológica. Quito-Ecuador. 7. Radiological Society of North America. (2016). RadiologyInfo. Obtenido de Materiales de Contraste: http://www.radiologyinfo.org/sp/info.cfm?pg=safety-contrast 8. BIOIMAGENES RX. (2 de abril de 2010). BIOIMAGENES RX. Recuperado el 05 de Noviembre

2016,

http://bioimagenesrx.blogspot.com/2010/04/el-equipo-rx-

radiologia.html 9. Definiciones ABC . (12 de enero de 2016). Definiciones ABC. Recuperado el 05 de Noviembre

2016,

Diccionario

hecho

fácil:

http://www.definicionabc.com/ciencia/foton.php 10. Scott Miller, M. (21 de Enero de 2015). Medline Plus . Obtenido de Pielografía intravenosa: https://medlineplus.gov/spanish/ency/article/003782.htm 11. Andrea Cubas Carranza. (05 de diciembre de 2014). Radiación ionizante: efectos sobre el

ser

vivo.

Recuperado

febrero

2017

de:

https://prezi.com/purvqoex5eld/radiacion-ionizante-efectos-sobre-el-ser-vivo-dosimetria/ 12. Jorge Rickards Campbell y Ricardo Cameras Ross. Efectos biológicos de las radiaciones;

recuperado

febrero

2017

de:

http://bibliotecadigital.ilce.edu.mx/sites/ciencia/volumen2/ciencia3/094/htm/sec_10.htm. 13. Bonilla, R. (2014). Carcinoma por radiación. Recuperado el 22 de febrero de 2017: https://es.slideshare.net/raymondivanbonillasevilla/carcinoma-por-radiacion 14. Morena, M. (2014). Evaluación del daño biológico radioinducido. Recuperado el 22 de febrero de 2017 de: http://tesis.repo.sld.cu/881/1/Morera_Castillo.pdf 15. Anónimo, (2010) Historia de Chernóbil. Recuperado de el 22 de febrero de 2017: https://www.chernobylwel.com/ES/740/chernobil/. 16. Gallego

Díaz,

(s.f.).

Foro

Nuclear.

Obtenido

Foro

Nuclear:

http://62.43.237.121/nuclear_radi.pdf 17. Nuclear, C. d. (s.f.). Ministerio de Educación y Ciencia . Obtenido de Ministerio de Educación

Ciencia

http://www.segra-

radiologia.com/es/entorno_profesional/SEGURIDAD%20E%20HIGIENE/Guia_profesor _final.pdf 18. Nuclear, J. d. (9 Mar 2006). Energía nuclear, Volumen 22. España: Junta de Energía Nuclear., 1978.

19. Renovable, M. d. (2012). Curso Básico de Protección Radiológica. Quito-Ecuador. 20. LAEA. "Assessment of Doses to the Public from ingested Radionuclides". Safety Reports Series No. 14, (1999), p.87. 21. LAEA.

"Low

Dose of lonizing Radiation:

Biological Effects and

Regulatory

Control".Proceedings Series No. 1030, (1998), p. 439. 22. LAEA. "International Basic Safety Standards for Protection against lonizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources". FAO, LAEA, ILO, OECD, PAHO and WHO. Safety Series No. 115, (1996). 23. LAEA. "Measurement Assurance in Dosimetry". Proceedings Series No. 930, (1994), p. 691. 24. LAEA. "Radiation Protection Infraestructure". Proceedings Series No. 840, (1990), p. 512. 25. LAEA. "Measurement of Radionuclides in Food and the Environment". A Guide Book. TechnicalReports Series No. 295, (1989), p. 169. 26. LAEA. "Guidelines on Calibration of Neutrón Measuring Devices". Technical Reports Series No. 285, (1988), p. 76. 27. LAEA. "Biological Dosimetry: Chromosomal Abenation Analysis for Dose Assessment". Technical Reports Series No. 260, (1986), p. 69. 28. OIEA. "Determinación de la Dosis Absorbida en Haces de Fotones y Electrones". Código de Práctica Internacional. Segunda edición. Informe Técnico NO.277, (1998), p. 102. 29. Molinares, J., Molina, F., Moreno, S., Mantilla, N., Benitez, M., Villalba, P., y otros. (2002). Curso Basico de Proteccion Radiologica (Segunda ed.). (J. Molineros, Ed.) Quito, Pichincha. 30. Radiológica, C. B. (Febrero de 2002). Comision Ecuatoriana de Energía Atómica. Pág.137-146 31. El país. (Madrid Marzo 12 de 2011). Los accidentes nucleares más graves de la historia., de El

PAIS EL PERIODICO GLOBAL Sitio web:

http://internacional.elpais.com/internacional/2011/03/12/actualidad/1299884412_85021 5.html 32. Reglamento de Seguridad Radiológica (2014). Consejo Supremo de Gobierno, (Tomado del Reglamento de Seguridad Radiológica, publicado mediante Decreto Ejecutivo Nº 3640, Registro Oficial Nº 891, Miércoles 8 de agosto de 1979 ) 33. Anónimo.

(s.f.).

Antescedentes

PDF.

Obtenido

Antescedentes

PDF.:

http://tesis.uson.mx/digital/tesis/docs/1350/capitulo1.pdf 34. BIOTRASH. (1999). Procesos Ambientales Responsables. Obtenido de Procesos Ambientales

Responsables:

http://biotrash.net/paginas.asp?clc=288&id=1802#.WK3bfPI1zjZ 35. Leonango, D. L. (15 de Enero de 2013). Slideshare.net. Recuperado el 05 de Enero de 2017, de http://es.slideshare.net/doleloar/manejo-residuos-hospitalarios-16819687

36. Lopez, I. M. (24 de Mayo de 2012). http://www.dspace.ups.edu.ec/. Recuperado el 05 de Enero de 2017, de http://www.dspace.ups.edu.ec/bitstream/123456789/3633/1/UPSGT000348.pdf 37. saludcapital.gov. (04 de Octubre de 2002). saludcapital.gov. Recuperado el 04 de Enero de

2017,

http://www.saludcapital.gov.co/sitios/VigilanciaSaludPublica/Paginas/ResiduosHospitala rios.aspx 38. Molinares, J., Molina, F., Moreno, S., Mantilla, N., Benitez, M., Villalba, P., y otros. (2002). Curso Basico de Proteccion Radiologica (Segunda ed.). (J. Molineros, Ed.) Quito, Pichincha. 39. http://www.energia.gob.ec/subsecretaria-de-control-y-aplicaciones-nucleares/ 40. Alfonzo,

(04

2010).

avn.

Obtenido

avn

http://www.avn.info.ve/contenido/uso-pac%C3%ADfico-energ%C3%ADa-nuclear-esposible-y-necesario 41. Aljean, X. (11 de 11 de 2016). Energía Nuclear . Obtenido de Energía Nuclear : http://energia-nuclear.net/aplicaciones 42. Sanchez, P. (23 de 05 de 2014). Foro Nuclear . Obtenido de Foro Nuclear : http://www.foronuclear.org/es/el-experto-te-cuenta/121244-las-ultimas-aplicaciones-dela-energia-nuclear-para-la-datacion-ayudan-a-obtener-datos-mas-precisos 43. Normas de seguridad del OIEA; Reglamento para el transporte seguro de materiales radiactivos Edición de 2012 44. Consejo de seguridad nuclear, https://www.csn.es/proteccion-radiologica/transporte-dematerial-radiactivo 45. Anónimo: https://es.wikipedia.org/wiki/%C3%8Dndice_de_transporte 46. Subsecretaría

Control

Aplicaciones

Nucleares

(SCAN)

https://www.energia.gob.ec/subsecretaria-de-control-y-aplicaciones-nucleares 47. Comisión Ecuatoriana de Energía Atómica. (2002). Curso básico de protección radiológica. Ecuador: Ministerio de Electricidad y Energía Renovable. 48. Estévez

Echanique,

(2017).

Diccionario

Protección

Radiológica,

https://issuu.com/home/published/diccionario_proteccion_radiologica_. 49. Estévez

Echanique,

(2017).

Protección

Radiológica,

Dosimetría

Radiológica,

https://issuu.com/home/published/proteccion_radiologica 50. Estévez

Echanique,

(2017).

https://issuu.com/home/published/dosimetr__a_radiologica.

IMÁGENES 1. FIGURA 1: Wikipedia. (2007). Heinrich Geissler. Recuperado de: https://es.wikipedia.org/wiki/Heinrich_Geissler 2. FIGURA 2: Wikipedia.(2004). William Crookes. Recuperado de: https://es.wikipedia.org/wiki/William_Crookes 3. FIGURA 3: Wikipedia.(2004). William Crookes. Recuperado de: https://es.wikipedia.org/wiki/Wilhelm_R%C3%B6ntgen 4. FIGURA 4: Ortega, G. (2014). Unidad 1 cargas y fuerza eléctrica. Recuperado de: https://docplayer.es/91621423-Unidad-1-cargas-y-fuerza-electrica.html 5. FIGURA 5: Wikimedia Commons.(2007). Spectrum Properties. Recuperado de: https://commons.wikimedia.org/wiki/File:EM_Spectrum_Properties.svg 6. FIGURA 6: Resendez, S. (2014). Reacciones Nucleares. Recuperado de: https://slideplayer.es/slide/1130280/ 7. FIGURA 7: Burgoa, A. (2016). UMSA – FCPN – FÍSICA-RADIACION. Recuperado de: http://www.fiumsa.edu.bo/iif/nuclear/FAPA_Burgoa2016/tripticos_05.pdf 8. FIGURA 8: Soprano, N. (2018). Roentgen wilhem: biografía, descubrimientos, hechos de su vida. Recuperado de: https://es.deborahnormansoprano.com/obrazovanie/82334-rentgen-vilgelmbiografiya-otkrytiya-interesnye-fakty-iz-zhizni.html 9. FIGURA 9: Soprano, N. (2018). Roentgen wilhem: biografía, descubrimientos, hechos de su vida. Recuperado de: https://image.slidesharecdn.com/instalacionesradiactivas160308205808/95/instalaciones-radiactivas-22-638.jpg?cb=1457470786 10. FIGURA 10: Wikipedia. (2003). Marie Curie. Recuperado de: https://es.wikipedia.org/wiki/Marie_Curie 11. FIGURA 11: Marin, A. (20017). Historia de Chernobil. Recuperado de: https://www.chernobylwel.com/es/la-historia-de-chernobil 12. FIGURA 12: Fallot, M. (2017). Radioactividad. Recuperado de: https://ejc2017.sciencesconf.org/data/pages/CoursEJC_FirstPart_MFallot.pdf 13. FIGURA 13: Marin, A. (20017). Hitoria de Chernobil. Recuperado de: https://www.chernobylwel.com/es/la-historia-de-chernobil 14. FIGURA 14: Wikipedia. (2011). Accidente nuclear de Fukushima. Recuperado de: https://es.wikipedia.org/wiki/Accidente_nuclear_de_Fukushima_I 15. FIGURA 15: Wikipedia. (2007). Mayak. Recuperado de: https://es.wikipedia.org/wiki/Mayak_(central_nuclear) 16. FIGURA 16: Uribe, A. (2009). Detección y dosimetría de la Radiación. Recuperado de: http://csn.ciemat.es/MDCSN/recursos/ficheros_md/537701088_2411200913237.pdf 17. FIGURA 17: Olavarria, M. (2015). Detección y medida de la Radiacion. Recuperado de: https://slideplayer.es/slide/2941280/

18. FIGURA 18: Wikipedia. (2010). Dosimetría. Recuperado de: https://scisa.es/departamento-proteccion-radiologica/servicio-de-dosimetriapersonal/ 19. FIGURA 19: Santamaria, M. (2009). Detección y dosimetría de la Radiación. Recuperado de: http://csn.ciemat.es/MDCSN/recursos/ficheros_md/537701088_2411200913237.p df 20. FIGURA 20: Villalba, E. (2010). Protección Radiológica. Recuperado de: https://proteccionradiologica.wordpress.com/category/5-dosimetria/ 21. FIGURA 21: Agencia Iberoamericana. (2015). Dosimetro. Recuperado de: http://www.dicyt.com/noticias/un-novedoso-material-que-mide-la-radiacion-a-laque-se-exponen-ciertos-trabajadores 22. FIGURA 22: Wikipedia. (2011). Dosímetro. Recuperado de: https://es.wikipedia.org/wiki/Dos%C3%ADmetro 23. FIGURA 23: Salazar, A. (2010). Protección Radiológica. Recuperado de: https://proteccionradiologica.wordpress.com/2010/01/03/dosimetria/ 24. FIGURA 24: Camacho, J. (S/F). Embalajes de combustible Nuclear. Recuperado de: http://laplace.us.es/wiki/images/2/2e/Trabajo46.pdf 25. FIGURA 25: Camacho, J. (S/F). Embalajes de combustible Nuclear. Recuperado de: http://laplace.us.es/wiki/images/2/2e/Trabajo46.pdf 26. FIGURA 26: Camacho, J. (S/F). Embalajes de combustible Nuclear. Recuperado de: http://laplace.us.es/wiki/images/2/2e/Trabajo46.pdf 27. FIGURA 27: Camacho, J. (S/F). Embalajes de combustible Nuclear. Recuperado de: http://laplace.us.es/wiki/images/2/2e/Trabajo46.pdf 28. FIGURA 28: Dorado, P. (2015). Transporte de material Radioactivo. Recuperado de: https://www.csn.es/documents/10182/914805/El+transporte+de+materiales+radiac tivos+%28Actualizaci%C3%B3n+2015%29 29. FIGURA 29: Dorado, P. (2015). Transporte de material Radioactivo. Recuperado de: https://www.csn.es/documents/10182/914805/El+transporte+de+materiales+radiac tivos+%28Actualizaci%C3%B3n+2015%29 30. FIGURA 30: Dorado, P. (2015). Transporte de material Radioactivo. Recuperado de: https://www.csn.es/documents/10182/914805/El+transporte+de+materiales+radiac tivos+%28Actualizaci%C3%B3n+2015%29 31. FIGURA 31: Dorado, P. (2015). Transporte de material Radioactivo. Recuperado de: https://www.csn.es/documents/10182/914805/El+transporte+de+materiales+radiac tivos+%28Actualizaci%C3%B3n+2015%29

32. FIGURA 32: Centro M. Helgrera. (2016). Lavado de Manos. Recuperado de: http://www.centrohelguera.com.ar/informacion-salud/prevencion-de-enfermedadeslavado-de-manos/ 33. FIGURA 33: Castellano, C. (S/F). Tratamiento de residuos Sanitarios. Recuperado de: http://www.insht.es/InshtWeb/Contenidos/Documentacion/FichasTecnicas/NTP/Fic heros/301a400/ntp_372.pdf 34. FIGURA 34: Vera, J. (2012). Manejo de Desechos Hospitalarios Infecciosos. Recuperado de: http://www.bvsde.paho.org/bvsair/e/repindex/repi62/guiamane/manuma.html 35. FIGURA 35: Vera, J. (2012). Manejo de Desechos Hospitalarios Infecciosos. Recuperado de: http://www.bvsde.paho.org/bvsair/e/repindex/repi62/guiamane/manuma.html 36. FIGURA 36: Patuzzi, J. (2012). Historia de la Radiologia. Recuperado de: https://www.internationaldayofradiology.com/app/uploads/2017/09/IDOR_2012_Stor y-of-Radiology_SPANISH.pdf 37. FIGURA 37: Dorado, P. (2015). Transporte de material Radioactivo. Recuperado de:https://www.csn.es/documents/10182/914805/El+transporte+de+materiales+radi activos+%28Actualizaci%C3%B3n+2015%2 38. FIGURA 38: FIGURA 37: Dorado, P. (2015). Transporte de material Radioactivo. Recuperado de: https://www.csn.es/documents/10182/914805/El+transporte+de+materiales+radiacti vos+%28Actualizaci%C3%B3n+2015%2