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CURSO DE SELECCIÓN NIVEL B
EXPOSITOR: MC. JESUS DE LA TORRE O
CONOCER:
OBJETIVOS ESPECIFICOS
MAGNITUDES USADAS EN PROTECCIÓN RADIOLÓGICA.
IDENTIFICARA LOS EFECTOS BIOLOGICOS DE LA RADIACION
LOS FACTORES BÁSICOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA: Tiempo,Distancia y Blindaje.
DEFINIR EL CONCEPTO DE CONTAMINACION RADIACTIVA Y SUS TIPOS.
INTERPRETARA LA FILOSOFIA ALARA
IDENTIFICARA LA CLASIFICACION DE AREAS CON RADIACION EN CLV.
IDENTIFICARA LA SEÑALIZACION RADIOLOGICA UTILIZADA EN CLV.
PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
Objetivo:
CONFORME A LA LEY, LA SEGURIDAD RADIOLÓGICA TIENE
POR OBJETO PROTEGER A LOS TRABAJADORES, A LA
POBLACIÓN Y A SUS BIENES, Y AL AMBIENTE EN GENERAL,
MEDIANTE LA PREVENCIÓN Y LIMITACIÓN DE LOS EFECTOS
QUE PUDIEREN RESULTAR DE LA EXPOSICIÓN A LA
RADIACIÓN IONIZANTE.
PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
LA FILOSOFÍA DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA SE BASAEN RECIBIR LA MENOR CANTIDAD POSIBLE DE RADIACIÓN.
ASÍ PUES, LOS ESFUERZOS INICIALES SE DEBEN DIRIGIR
PARA RESTRINGIR Ó CONFINAR LA RADIACIÓN; DESPUÉS
DE ELLO SE USARÁN LOS CONTROLES NECESARIOS PARA
MINIMIZAR LA DOSIS DE RADIACIÓN.
¿ALGUNA PREGUNTA?
EXPOSITOR: MC. JESUS DE LA TORRE O
SISTEMA INTERNACIONAL DE UNIDADES
POR ESTA RAZÓN SE ESTABLECIÓ EL SISTEMA
INTERNACIONAL DE UNIDADES (S. I.), QUE CUENTA
CON UNIDADES BÁSICAS, DERIVADAS Y
COMPLEMENTARIAS .
MAGNITUDES Y UNIDADES
ES UNA PORCIÓN DE LA MAGNITUD ,SELECCIONADA ARBITRARIAMENTE,QUE SIRVE COMO BASE DECOMPARACIÓN PARA MEDIR.
U N I D A D .-
MAGNITUD.- ES TODA AQUELLA MANIFESTACIÓNDE LA NATURALEZA SUSCEPTIBLE DESER MEDIDA
SISTEMA INTERNACIONAL DE UNIDADES
BASICAS
METRO
KILOGRAMO
SEGUNDO
AMPERE
KELVIN
MOL
CANDELA
DERIVADAS
m/s (Velocidad)
kg/m3 (Densidad)
kg-m/s2 (Newton)
Fuerza
kg-m2/s2 (Joule)
Energía y Trabajo
Bq (Actividad)
Gray (Dosis absorbida)
Sv (Dosis equivalente)
COMPLEMENTARIAS
radián (áng. planos)
estereoradián (áng. sólidos)
ESPECIALES
CURIE (ACTIVIDAD)
ROENTGEN (EXPOSICIÓN)
RAD (DOSIS ABSORBIDA)
REM (DOSIS EQUIVALENTE)
PREFIJOS Y ORDEN DE MAGNITUD
MÚLTIPLOS
PREFIJO FACTOR
Tera 1012
Giga 109
Mega 106
kilo 103
SUBMÚLTIPLOS
PREFIJO FACTOR
mili 103
micro 106
nano 109
pico 1012
Magnitud Unidades Nombre Equivalencia
Actividad s1 Becquerel1 Ci = 3.7x1010
Bq
Exposición Ckg1 1 R = 2.58x104
C/kg
Rapidez de exposición
Ckg1s-1 = Akg1
Dosis absorbida Jkg1 Gray 1 rad = 0.01 Gy
Rapidez de dosis absorbida
Jkg1 s1 = Wkg1
Equivalente de dosis
Jkg1 Sievert 1 rem = 0.01 Sv
Rapidez de equivalente de dosis
Jkg1s1 = W·kg1
MAGNITUDES Y UNIDADES RADIOLÓGICAS
NOM-008-SCFI-2002:SISTEMA GENERAL DE UNIDADES DE MEDIDA
NORMA OFICIAL MEXICANA CUYO OBJETIVO ES ESTABLECER UN
LENGUAJE COMÚN QUE RESPONDA A LAS EXIGENCIAS ACTUALES
DE LAS ACTIVIDADES CIENTÍFICAS, TECNOLÓGICAS,
EDUCATIVAS, INDUSTRIALES Y COMERCIALES.
Cantidad de material radiactivo, medido en
Becquereles,(Curies)
Intensidad de rayos gamma
medida en C/kg ,
(Roentgens)
Dosímetro para medir la dosis equivalente recibida, medida en Sievert, (rem)
Radiación absorbida, medida en
Gray, (rad)
A C T I V I D A D
LA ACTIVIDAD ES LA MAGNITUD QUE MIDE EL NÚMERO DEDESINTEGRACIONES POR UNIDAD DE TIEMPO QUE SUFRE UNAMUESTRA RADIACTIVA .
AdN
dt
desintegraciones
segundo
UNIDADES 1 Becquerel = 1 desintegración/segundo (S.I.)
1 Curie = 3.7x1010 desintegraciones/seg
E X P O S I C I Ó N
EXPOSICIÓN ES LA MAGNITUD QUE MIDE LA CANTIDAD DE CARGASELÉCTRICAS PRODUCIDAS POR LA RADIACIÓN ELECTROMAGNÉTICA ENEL AIRE .
dQ (No. de cargas eléctricas)
X = =dm (Unidad de masa de aire)
UNIDADES: Coulomb/kilogramo (S.I.)
1 Roentgen = 1 esu/cm3 de aire P y T std.
EQUIVALENCIA: 1 R = 2.58x10-4 C/kg ó 1 C/kg = 3876 R
SE DEFINE: ROENTGEN
UNIDAD ESPECIAL PARA MEDIR LA EXPOSICIÓN. DEFINIDACOMO LA CANTIDAD DE RADIACIÓN ELECTROMAGNÉTICA QUEEN 1 cm3 DE AIRE, EN CONDICIONES ESTÁNDAR DE PRESIÓN YTEMPERATURA, PRODUCE UNA UNIDAD ELECTROSTÁTICA DECARGA(2.083 X 109 PARES DE IONES/cm3 = 2.58 X 10-4 C/KG).
DOSIS ABSORBIDA
MAGNITUD QUE MIDE LA CANTIDAD DE ENERGÍA CEDIDA POR LARADIACIÓN A LA UNIDAD DE MASA AL PRODUCIR LAIONIZACIÓN .
UNIDADES: 1 GRAY = 1 Joule/kilogramo (S.I.)
1 RAD = 100 erg/g
EQUIVALENCIA: 1 Gy = 100 rad
dE Energía absorbida
D = =dm Unidad de masa de material
EXPOSICIÓN y DOSIS ABSORBIDA
1 Roentgen =
1 ues/cm3 de aire P y T std. (20830 p.i.)
1.61x1012 p.i. creados por gramo de aire
5.23x1013 eV de energía absorbida por gramo de aire
6.77x1010 eV de energía absorbida por cm3 (0.001293 g) de aire
87 ergios de energía absorbida por gramo de aire
94 ergios de energía absorbida por gramo de tejido
FACTOR DE CALIDAD
NÚMERO QUE CUANTIFICA EL DAÑO QUE OCASIONACUALQUIER TIPO DE RADIACIÓN EN RELACIÓN CON ELDAÑO CAUSADO POR LA RADIACIÓN GAMMA.
NOM-001-NUCL-1994
DOSIS EQUIVALENTE
MAGNITUD QUE CUANTIFICA EL DAÑO OCASIONADO POR LAENERGÍA DE LA RADIACIÓN ABSORBIDA POR EL TEJIDO:
H = D FC
UNIDADES: 1 Sievert = 1 Joule/kilogramo (tejido) (S.I.)
1 Rem = 100 erg/g
EQUIVALENCIA: 1 Sv = 100 rem
R A P I D E Z D E D O S I S
SI LAS UNIDADES MENCIONADAS LAS RELACIONAMOS CON ELTIEMPO PODEMOS OBTENER LA RAPIDEZ DE DOSISCORRESPONDIENTE:
dXX =
dt
X.- RAPIDEZ DE EXPOSICIÓN
D.- RAPIDEZ DE DOSIS ABSORBIDA
H.- RAPIDEZ DE DOSIS EQUIVALENTE
.
.
.
.
FACTOR DE CALIDAD (FC)
Fotones (X y ) con E > 30 keV 1
Neutrones: < 10 keV 5
Electrones con E > 30 keV 1
del Tritio 2
Partículas Alfa, Protones o iones pesados 20
10 keV a 100 keV 10
> 100 keV a 2 MeV 20
> 2 MeV a 20 MeV 10
> 20 MeV 5
M A G N I T U D A C T I V I D A D E X P O S I C I Ó N DOSIS ABSORBIDA DOSIS EQUIVALENTE
+ + + + + + +
+ + + + + + +
+ + + + + + +
+
+ + + + +
+ + + + +
+ +
+ + + + + + + + +
e +
e +
e +
e +
e +
e
+
e
+
OH
OH+
H H
+
e OH
H
H
OH+
e
OH
H
H+
H+
OH H
H+
H
CAMPO DE RADIACIÓN IONIZACIÓN DEL AIRE ENERGÍA ABSORBIDA DAÑO BIOLÓGICO
QUÉ MIDE? Número de desintegraciones de una muestra radiactiva en la unidad de tiempo.
Cargas eléctricas producidas en el aire por la radiación electromagnética.
Energía cedida por la radiación en la unidad de masa, al producir ionización.
Daño ocasionado por la energía de la radiación absorbida por el tejido.
REPRESENTACIÓN MATEMÁTICA
seg
tsinde
td
NdA
masa.u
asargc.No
md
QdX
masa.u
Energía
md
EdD H = D · Q · N
UNIDADES DEL S.I. 1s1
seg
des1Bq1
kg
Coulomb1X Gy1Gray1
kg
Joule1D
Sv1Sievert1
kg
Joule1H
tejido
UNIDADES ESPECIALES s
des10x7.3Curie1 10
.std.T.Pairecm
ues1R)Roentgen(
3
g
erg100rad1
)DoseAbsorbedRoentgen(rad
tejidog
erg100rem1
)ManEquivalentRoentgen(rem
EQUIVALENCIA 1 C i = 3.7x1010 Bq 1 R = 2.58x104 C/kg
1 C/kg = 3876 R
1 rad = 0.01 Gy
1 Gy = 100 rad
1 rem = 0.01 Sv
1 Sv = 100 rem
MAGNITUDES DERIVADAS
RAPIDEZ DE EXPOSICIÓN RAPIDEZ DE DOSIS ABSORBIDA RAPIDEZ DE DOSIS EQUIVALENTE
UNIDADES DEL S.I.
skg
C
td
XdX
seg
Gy
td
DdD
seg
Sv
td
HdH
UNIDADES ESPECIALES
.etc,
h
mR,
h
R
.etc,
h
mrad,
h
rad
.etc,
h
mrem,
h
rem
MAGNITUDES y UNIDADES
X
D
HDX
HA
x 0.94
x 0.94
x FC
x FC
x t x tx t
2d
x
RAPIDEZ DE EXPOSICIÓN POR
IRRADIACIÓN GAMMA EXTERNA
(Fuentes Puntuales)
= CONSTANTE GAMMA, en Rcm2/hmCi
A = ACTIVIDAD DEL RADIONÚCLIDO, en mCi
r = DISTANCIA DEL PUNTO DE INTERÉS A LA FUENTE, en cm
h
R
r
A2
0X
La Constante Gamma ()
LA CONSTANTE GAMMA LA OBTENEMOS DE TABLAS O LA PODEMOS
CALCULAR CON LAS ECUACIONES SIGUIENTES:
m
1iii nE5.0
AIRE
m
1i
enii nE521.19
en Rm2/hCi
Ei = Energía del fotón i, en MeV
ni = Rendimiento del fotón i por desintegración
= Coeficiente másico de absorción de energía, en cm2/g
AIRE
en
NÚCLIDO NÚCLIDO NÚCLIDO
Actinio-227 2.2 Escandio-47 0.56 Oro-198 2.3
Antimonio-122 2.4 Estaño-113 1.7 Oro-199 0.9
Antimonio-124 9.8 Estroncio-85 3.0 Plata-110m 14.3
Antimonio-125 2.7 Fierro-59 6.4 Potasio-42 1.4
Bario-131 3.0 Galio-67 1.1 Potasio-43 5.6
Bario-133 2.4 Galio-72 11.6 Radio-226 8.25
Bario-140 12.4 Iodo-124 7.2 Radio-228 5.1
Berilio-7 0.3 Iodo-125 0.7 Renio-186 0.2
Bromo-82 14.6 Iodo-126 2.5 Rubidio-86 0.5
Cadmio-115m 0.2 Iodo-130 12.2 Rutenio-106 1.7
Cesio-134 8.7 Iodo-131 2.2 Selenio-75 2.0
Cesio-137 3.3 Iodo-132 11.8 Sodio-22 12.0
Cloro-38 8.8 Iridio-192 4.8 Sodio-24 18.4
Cromo-51 0.16 Manganeso-52 18.6 Tungsteno-185 0.5
Cobalto-56 17.6 Manganeso-54 4.7 Uranio-234 0.1
Cobalto-57 0.9 Manganeso-56 8.3 Vanadio-48 15.6
Cobalto-58 5.5 Mercurio-197 0.4 Xenón-133 0.1
Cobalto-60 13.2 Mercurio-203 1.3 Zinc-65 2.7
Cobre-64 1.2 Molibdeno-99 1.8 Zirconio-95 4.1
Escandio-46 10.9 Níquel-65 3.1
, está en R-cm2/ hr-mCi. Tomado del Radiological Health Handbook.(/10, en R-m2/ hr-Ci)
La
Constante
Gamma
()
RELACIÓN ENTRE RAPIDEZ DE DOSIS
ABSORBIDA y RAPIDEZ DE EXPOSICIÓN
h
radX87.0D
aire
en
medio
en
Si el medio es aire, la ecuación se transforma en:
h
radX87.0D
RELACIÓN DOSIS ABSORBIDA-EXPOSICIÓNEN TEJIDO
Si el medio es tejido, se observa que en el intervalo de
0.2 a 20 MeV, el valor de los coeficientes para hueso,
músculo y grasa se mantienen más o menos constantes,
por lo que calculando un promedio se obtiene el valor:
X94.0D
RELACIÓN DOSIS ABSORBIDA-EXPOSICIÓN
HUESO
MÚSCULO
AIRE
GRASA
0.01 0.02 0.05 0.1 0.2 0.5 1 2 5 10 20 50 100 200
ENERGÍA DE LOS FOTONES, MeV
500
400
300
200
150
120
100
87
75
60
50
3
2
1
0.5
Erg
s p
or
gra
mo/R
oentg
en
Rad/R
oentg
en
¿ALGUNA PREGUNTA?
¿ALGUNA PREGUNTA?
EFECTOS BIOLÓGICOS
CAUSA: IONIZACIÓN Y EXCITACIÓN EN LA MATERIA
EFECTO: CAMBIOS QUÍMICOS EN LA MATERIA
DE MANERA SIMILAR QUE PARA CIERTAS LESIONES DE OTRO TIPO,
EL ORGANISMO PUEDE RECUPERARSE DE ESTE DAÑO DEPENDIENDO
BÁSICAMENTE DE LA SEVERIDAD DE LA LESIÓN, DE LA PARTE
AFECTADA Y DEL PODER DE RECUPERACIÓN DEL INDIVIDUO.
L A C É L U L A
MEMBRANA CELULAR
NÚCLEO
LISOSOMA
MEMBRANA NUCLEAR
CROMATINA
NUCLEOLO
RIBOSOMAS
MITOCONDRIA
RETÍCULO ENDOPLÁSMICO RUGOSO RETÍCULO
ENDOPLÁSMICO LISO
CITOPLASMA
RADIÓLISIS DEL AGUA
H + OH H2
H20 H + OH H2O2 MUY REACTIVOS
H• + OH• HO2•
CLASIFICACIÓN DE LOS EFECTOS BIOLÓGICOS
LOS EFECTOS OCASIONADOS POR LA
RADIACIÓN IONIZANTE ACTUALMENTE SE
CLASIFICAN DE ACUERDO CON SU
PROBABILIDAD DE INCIDENCIA EN:
DETERMINISTAS y ESTOCÁSTICOS .
EJEMPLOS: CAÍDA DE CABELLO, ANEMIA, ESTERILIDAD, ETC.
DETERMINISTAS
SE DEBEN A LA MUERTE DE UN GRAN NÚMERO DE
CÉLULAS Y SE PRESENTAN A PARTIR DE UNA
DOSIS UMBRAL Y LA SEVERIDAD DEL EFECTO SE
INCREMENTA AL AUMENTAR LA DOSIS
RECIBIDA .
E S T O C Á S T I C O S
SE DEBEN A LA MODIFICACIÓN DE COLONIAS DE CÉLULAS
QUE SE REPRODUCEN PROGRESIVAMENTE Y OCASIONAN
PROCESOS DEGENERATIVOS Y NEOPLÁSICOS. NO TIENEN
DOSIS UMBRAL, PERO AL INCREMENTARSE LA DOSIS
RECIBIDA, AUMENTA LA PROBABILIDAD DE QUE EL EFECTO
SE PRESENTE.
EJEMPLOS: INDUCCIÓN DE CÁNCER , ACORTAMIENTO DE LA
VIDA Y ENFERMEDADES HEREDITARIAS .
Dosis absorbida
(rad)Efecto
> 10
Rupturas cromosómicas difíciles dedetectar en células sanguíneas.Interferencia en la organogénesisde embriones
> 25 Cambios sanguíneos moderados> 50 Probable retención momentánea de
la espermatogénesis> 100 Probable síndrome de radiación> 200 Síndrome de radiación> 400 50% de probabilidad de muerte> 600 100% de probabilidad de muerte
DOSIS UMBRAL AGUDA PARA EFECTOS DETERMINISTICOS
EXPOSICION LOCAL AGUDA
DOSIS
ABSORBIDA ( Gy )
Gónadas
Gónadas
Cuero cabelludo
Cuero cabelludo
0.15
3.50
5.00
25.00
Esterilidad temporal
Esterilidad definitiva
Caída temporal del
cabello
Caída definitiva del
cabello
E F E C T OPARTE IRRADIADA
¿ALGUNA PREGUNTA?
FACTORES BÁSICOS DE PR.
PARA LIMITAR Y REDUCIR LA EXPOSICIÓN A LA RADIACIÓN A UN
MÍNIMO POSIBLE SE DEBEN DE CONSIDERAR PRINCIPALMENTE TRES
FACTORES QUE DETERMINAN LA EXPOSICIÓN TOTAL QUE LA
PERSONA RECIBE EN UN CAMPO DE RADIACIÓN. ESTOS SON:
TIEMPODISTANCIA
BLINDAJE
FACTORES BÁSICOS DE P.R.
SIN EMBARGO, LAS MEDIDAS DE PROTECCIÓN SE INICIAN DESDE LA
PLANEACIÓN DE LOS TRABAJOS A DESARROLLAR CON LAS FUENTES
RADIACTIVAS, ES DECIR:
DESDE SU ELECCIÓN Y DISEÑO ADECUADO DE LAS ÁREAS DE TRABAJO, DE
LOS MATERIALES DE LAS SUPERFICIES (MESAS, PISOS, PAREDES, ETC.),
EL USO DE EQUIPO DE PROTECCIÓN ADECUADO (ROPA, MONITORES,
DOSÍMETROS, ETC.),
FACTORES BÁSICOS DE P.R.
ASÍ COMO UN ENTRENAMIENTO PREVIO Y APROPIADO PARA EL
PERSONAL, A FIN DE OPTIMIZAR LA METODOLOGÍA DE TRABAJO PARA
EXPONERSE EL MENOR TIEMPO Y A LA MAYOR DISTANCIA POSIBLE DE LA
FUENTE RADIACTIVA.
TODO ESTO COMBINADO
PUEDE PREVENIR EN GRAN
MEDIDA LA
CONTAMINACIÓN
RADIACTIVA.
FACTORES BÁSICOS DE PROTECCIÓN
T I E M P O
A menor tiempo cerca de la
fuente radiactiva menos
radiación y por lo tanto menos
dosis se recibe.
FUENTE
RADIACTIVA
FACTORES BÁSICOS DE P.R.: tiempo
LA DOSIS ABSORBIDA ES DIRECTAMENTE PROPORCIONAL AL TIEMPO DE
EXPOSICIÓN, POR ESO ES QUE MIENTRAS MENOS TIEMPO ESTEMOS EN LA
PRESENCIA DE UN CAMPO DE RADIACIÓN, MENOR SERÁ LA DOSIS QUE SE
RECIBA. SE DEBEN TOMAR EN CUENTA ALGUNAS CONSIDERACIONES,
TALES COMO:
A.- ANTES DE ENTRAR A DESARROLLAR UN TRABAJO SE DEBEN TENER
COMPRENDIDAS PERFECTAMENTE LAS TAREAS A REALIZAR TANTO EN GRUPO COMO
PERSONALES.
B.- DESARROLLAR EL TRABAJO A UN RITMO EFICIENTE.
C.- NO PERMANECER INNECESARIAMENTE EN ÁREAS CON RADIACIÓN (SI SE
SUSPENDE EL TRABAJO POR IMPREVISTOS, RETIRARSE A UN ÁREA CON BAJO NIVEL
DE RADIACIÓN, HASTA QUE SE RESUELVA EL PROBLEMA).
D.- NO SE DEBERÁ TOMAR DESCANSO EN ÁREAS CON RADIACIÓN.
donde:
D = Rapidez de dosis
t = Tiempo de irradiación
FACTORES BÁSICOS PARA IRRADIACIÓN
EXTERNA
Tiempo
La dosis recibida es directamente proporcional al tiempo deexposición.
Para partículas , y neutrones así como radiaciónelectromagnética
la dosis absorbida está dada por:
tDD
FACTORES BÁSICOS DE
PROTECCIÓN
A menor distancia de la
fuente radiactiva más
radiación se recibe
D I S T A N C I A
FUENTE
RADIACTIVA
FACTORES BÁSICOS DE P.R.: distancia
ES NECESARIO ESTABLECER UNA RELACIÓN QUE CUANTIFIQUE LA MAGNITUDDE LA EXPOSICIÓN QUE SE ESTÁ RECIBIENDO EN UN DETERMINADO CAMPO DERADIACIÓN.
= CONSTANTE GAMMA, EN Rcm2/HmCi
A = ACTIVIDAD DEL RADIONÚCLIDO, EN mCi
d = DISTANCIA DEL PUNTO DE INTERÉS A LA FUENTE, EN cm
h
R
d
AX
2
0
FACTORES BÁSICOS DE P.R.: distancia
LA LEY DEL CUADRADO INVERSO DE LA DISTANCIA ESTÁ DADO POR:
2
22
2
1dXdX
1
P1
P2
d1 d2
FUENTE PUNTUAL
FACTORES BÁSICOS DE
PROTECCIÓN
A mayor blindaje
menos radiación se
recibe
B L I N D A J E
FUENTE
RADIACTIVA
FACTORES BÁSICOS DE P.R.: blindaje
ES UNA DE LAS TÉCNICAS MÁS EFECTIVAS PARA EL CONTROL DE LA
EXPOSICIÓN, PERO TAMBIÉN MÁS INCÓMODA YA QUE SIGNIFICA EL
ANTEPONER ALGO ENTRE LA FUENTE DE RADIACIÓN Y UNO MISMO; EL
BLINDAJE APROPIADO VARIARÁ DEPENDIENDO DEL TIPO DE RADIACIÓN
DE QUE SE TRATE Y LA MANERA COMO INTERACCIONA CON LA MATERIA.
FACTORES BÁSICOS
DE P.R.: blindaje
para Betas
FACTORES BÁSICOS DE P.R.:
blindaje para Gammas
LA RADIACIÓN ELECTROMAGNÉTICA (X O GAMMA) ES MÁSPENETRANTE, POR LO QUE EL MATERIAL USADO COMOBLINDAJE ES GENERALMENTE DE ALTA DENSIDAD (PLOMO).
NO ES POSIBLE DETENER TODA LA RADIACIÓN GAMMA POR
MEDIO DE BLINDAJE PERO LA ATENUACIÓN DEL HAZ INICIAL Y
LA REDUCCIÓN DE LA ENERGÍA POR DISPERSIÓN ES FACTIBLE.
PARA LOS FOTONES QUE VIAJAN A TRAVÉS DEL ABSORBEDOR,
LA MAGNITUD DE LA ATENUACIÓN DEPENDE DE LA RADIACIÓN
Y DEL TIPO Y ESPESOR DEL MEDIO ABSORBENTE, ES DECIR, LA
ATENUACIÓN ES FUNCIÓN DE LA ENERGÍA Y DEL ESPESOR.
FACTORES BÁSICOS DE P.R.:
blindaje para Gammas
CONSIDÉRESE UN HAZ DE RADIACIÓN COLIMADO. INTERESACONOCER LA CANTIDAD DE RADIACIÓN QUE LLEGA A UNPUNTO P AL INTERPONER UN BLINDAJE DE MATERIAL yESPESOR (x) CONOCIDOS ENTRE LA FUENTE Y EL PUNTO P:
x
0XX
e
donde
= rapidez de exposición de la radiación en un punto "P" sin
absorbedor, en R/h
= rapidez de exposición de radiación transmitida después de atravesar
el absorbedor, en R/h
= coeficiente de atenuación lineal (cm-1)
x = espesor del absorbedor (cm)
e = base de los logaritmos naturales: m = / (cm2/g)
0X
x
0XX
e
X
EL COEFICIENTE DE ATENUACIÓN LINEAL REPRESENTA LA SUMA
DE LAS PROBABILIDADES DE QUE EL FOTÓN INTERACCIONE POR
CUALQUIERA DE LAS TRES FORMAS YA MENCIONADAS.
x
0
mXX
e
FACTORES BÁSICOS DE P.R.:
blindaje para Gammas
SI EL HAZ DE RADIACIÓN NO ES COLIMADO SE TIENE QUE CONSIDERARUN FACTOR CONOCIDO COMO “BUILD-UP” (B), QUE ES FUNCIÓN DE LAENERGÍA DEL FOTÓN Y DEL TIPO DE MATERIAL DE BLINDAJE:
xμ
0 eXX
B
x
0meXBX
CAPA HEMIRREDUCTORA
LA CAPA HEMIRREDUCTORA (CHR) DE UN HAZ DE RAYOS X ES EL
ESPESOR DE MATERIAL DE BLINDAJE NECESARIO PARA REDUCIR LA
INTENSIDAD DEL HAZ DE RADIACIÓN A LA MITAD DE SU VALOR
ORIGINAL.
2lnCHR
MATEMÁTICAMENTE SE PUEDE CALCULAR CON LA EXPRESIÓN:
FACTOR DE INCREMENTO (B) y
COEFICIENTE DE ATENUACIÓN LINEAL ()
AMBOS DEPENDEN DE LA ENERGÍA DE LA RADIACIÓN INCIDENTE Y
DEL TIPO DE MATERIAL ABSORBEDOR.
(g/cm3) Material
ENERGIA DE LOS FOTONES GAMMA ( Y ) , en MeV
0.10 0.15 0.20 0.30 0.40 0.50 0.60 0.80 1.00 1.25 1.50 2 3 4 5 6 10
8.9E(-5)
1.85
1.60
0.0013
0.0014
0.971
1.74
2.699
2.42
1.82
2.07
0.0018
0.87
1.55
7.86
8.94
10.2
6.50
4.93
19.30
21.37
11.85
11.35
18.90
.001293
1.00
2.33
1.00
H
Be
C
N
O
Na
Mg
Al
Si
P
S
Ar
K
Ca
Fe
Cu
Mo
Sn
I
W
Pt
Tl
Pb
U
Aire
NaI
H2O
Concreto
Tejido
.295
.132
.149
.150
.151
.151
.160
.161
.172
.174
.188
.188
.215
.238
.344
.427
1.03
1.58
1.83
4.21
4.75
5.16
5.29
10.6
.151
1.57
.167
.169
.163
.265
.119
.134
.134
.134
.130
.135
.134
.139
.137
.144
.135
.149
.158
.183
.206
.389
.563
.648
1.44
1.64
1.80
1.84
2.42
.134
.568
.149
.139
.144
.243
.109
.122
.123
.123
.118
.122
.120
.125
.122
.127
.117
.127
.132
.138
.147
.225
.303
.339
.708
.795
.866
.896
1.17
.123
.305
.136
.124
.132
.212
.0945
.106
.106
.107
.102
.106
.103
.107
.104
.108
.0977
.106
.109
.106
.108
.130
.153
.165
.293
.324
.346
.356
.452
.106
.155
.118
.107
.115
.189
.0847
.0953
.0955
.0953
.0912
.0944
.0922
.0954
.0928
.0958
.0867
.0938
.0965
.0919
.0916
.0998
.109
.114
.174
.191
.204
.208
.259
.0953
.111
.106
.0954
.100
.173
.0773
.0870
.0869
.0870
.0833
.0860
.0840
.0869
.0846
.0874
.0790
.0852
.0876
.0828
.0820
.0851
.0886
.0913
.125
.135
.143
.145
.176
.0868
.0901
.0966
.0870
.0936
.160
.0715
.0805
.0805
.0806
.0770
.0795
.0777
.0802
.0780
.0806
.0730
.0786
.0809
.0762
.0751
.0761
.0776
.0792
.101
.107
.112
.114
.136
.0804
.0789
.0896
.0804
.0867
.140
.0628
.0707
.0707
.0708
.0676
.0699
.0683
.0706
.0685
.0707
.0638
.0689
.0708
.0664
.0654
.0648
.0647
.0653
.0763
.0800
.0824
.0836
.0952
.0706
.0657
.0786
.0706
.0761
.126
.0565
.0636
.0636
.0636
.0608
.0627
.0614
.0635
.0617
.0635
.0573
.0618
.0634
.0595
.0585
.0575
.0568
.0571
.0640
.0659
.0675
.0684
.0757
.0636
.0577
.0706
.0635
.0683
.113
.0504
.0568
.0568
.0568
.0546
.0560
.0548
.0567
.0551
.0568
.0512
.0552
.0566
.0531
.0521
.0510
.0501
.0502
.0544
.0554
.0563
.0569
.0615
.0567
.0508
.0630
.0567
.0600
.103
.0459
.0518
.0517
.0518
.0496
.0512
.0500
.0517
.0502
.0519
.0468
.0505
.0518
.0485
.0476
.0467
.0459
.0460
.0492
.0501
.0508
.0512
.0548
.0517
.0465
.0575
.0517
.0556
.0876
.0394
.0444
.0445
.0445
.0427
.0442
.0432
.0447
.0436
.0448
.0407
.0438
.0451
.0424
.0418
.0414
.0408
.0409
.0437
.0445
.0452
.0457
.0484
.0445
.0412
.0493
.0445
.0478
.0691
.0313
.0356
.0357
.0359
.0348
.0360
.0353
.0367
.0358
.0371
.0338
.0365
.0376
.0361
.0357
.0365
.0367
.0370
.0405
.0414
.0420
.0421
.0445
.0357
.0367
.0396
.0363
.0384
.0579
.0266
.0304
.0306
.0309
.0303
.0315
.0310
.0323
.0316
.0328
.0301
.0327
.0338
.0330
.0330
.0349
.0355
.0360
.0402
.0411
.0416
.0420
.0440
.0307
.0351
.0339
.0317
.0329
.0502
.0234
.0270
.0273
.0276
.0274
.0286
.0282
.0296
.0290
.0302
.0279
.0305
.0316
.0313
.0316
.0344
.0355
.0361
.0409
.0418
.0423
.0426
.0446
.0274
.0347
.0301
.0287
.0292
.0446
.0211
.0245
.0249
.0254
.0254
.0266
.0264
.0277
.0273
.0284
.0266
.0289
.0302
.0304
.0309
.0344
.0358
.0365
.0418
.0427
.0433
.0436
.0455
.0250
.0347
.0275
.0268
.0267
.0321
.0161
.0194
.0200
.0206
.0215
.0228
.0229
.0243
.0242
.0255
.0241
.0267
.0280
.0294
.0305
.0359
.0383
.0394
.0465
.0477
.0484
.0489
.0511
.0202
.0366
.0219
.0229
.0212
* COEFICIENTES DE ATENUACIÓN MÁSICOS (/) PARA VARIOS MATERIALES, en cm2/g
* Introduction To Nuclear Engineering.- John R. Lamarsh, pp. 82-86, Addison-Wesley Publishing Company, 1977.
FACTOR DE INCREMENTO
MATERIALENERGÍA
(MeV)
x
1 4 7 10 20
Agua 0.25 3.1 23.0 72.9 166 982
0.5 2.5 14.3 38.8 77.6 334
1.0 2.1 7.7 16.2 27.1 82.2
Plomo 0.5 1.2 1.7 2.0 2.3 2.7
1.0 1.3 2.3 3.0 3.7 5.8
2.0 1.4 2.5 3.7 4.8 9.0
Material Energía x a
(MeV) 1 2 4 7 10 15 20
Agua 0.255
0.5
1.0
2.0
3.0
0
6.0
8.0
10.0
3.09
2.52
2-13
1.83
1.69
1.58
1.46
1.38
1.33
7.14
5.14
3.71
2.77
2.42
2.17
1.91
1.74
1.63
23.0
14.3
7.68
88
3.91
3.34
2.76
2.40
2.19
72.9
38.8
16.2
8.46
6.23
5.13
3.99
3.34
2.97
166.0
77.6
27.1
12.4
8.63
6.94
5.18
25
3.72
456.0
178.0
50.4
19.5
12.8
9.97
7.09
5.66
90
982.0
334.0
82.2
27.7
17.0
12.9
8.85
6.95
5.98
Aluminio 0.5
1.0
2.0
3.0
0
6.0
8.0
10.0
2.37
2.02
1.75
1.64
1.53
1.42
1.34
1.28
4.24
3.31
2.61
2.32
2.08
1.85
1.68
1.55
9.47
6.57
62
3.78
3.22
2.70
2.37
2.12
21.5
13.1
8.05
6.14
5.01
06
3.45
3.01
38.9
21.2
11.9
8.65
6.88
5.49
58
3.96
80.8
37.9
18.7
13.0
10.1
7.97
6.56
5.63
141.0
58.5
26.3
17.7
13.4
10.4
8.52
7.32
Plomo 0.5
1.0
2.0
3.0
0
5.11
6.0
8.0
10.0
1.24
1.37
1.39
1.34
1.27
1.21
1.18
1.14
1.11
1.42
1.69
1.76
1.68
1.56
1.46
1.40
1.30
1.23
1.69
2.26
2.51
2.43
2.25
2.08
1.97
1.74
1.58
2.00
3.02
3.66
2.75
3.61
3.44
3.34
2.89
2.52
2.27
3.74
84
5.30
5.44
5.55
5.69
5.07
34
2.65
81
6.87
8.44
9.80
11.7
13.8
14.1
12.5
(2.73)
5.86
9.00
12.3
16.3
23.6
32.7
44.6
39.2
a x = coeficiente másico de absorción (/) x espesor del blindaje (cm) x densidad del blindaje ()
NOTA: Para Concreto se promedian los valores de B para Fierro y Aluminio.
TABLA 4.- FACTORES DE INCREMENTO (B) , PARA UNA FUENTE PUNTUAL ISOTRÓPICA
¿ALGUNA PREGUNTA?
3a. Rec U-218.70 Tb
EN UNA CENTRAL NUCLEOELÉCTRICA EL PRINCIPAL
GENERADOR DE CONTAMINACIÓN ES EL NÚCLEO DEL REACTOR
(ACTIVACIÓN y PRODUCTOS DE FISIÓN) INICIÁNDOSE SU
DISPERSIÓN POR LOS DIFERENTES SISTEMAS DEL REACTOR.
CUANDO EXISTEN FUGAS DE AGUA o VAPOR QUE CIRCULAN A
TRAVÉS DEL REACTOR SE GENERA CONTAMINACIÓN
RADIACTIVA QUE PUEDE CONVERTIRSE EN CONTAMINACIÓN
INTERNA.
EL CONTROL DE LA DISPERSIÓN DE LA CONTAMINACIÓN
RADIACTIVA ES UNA DE LAS TAREAS MÁS DIFÍCILES Y A LA VEZ
MÁS IMPORTANTES QUE SE DEBEN EFECTUAR PARA EVITAR
QUE EL PERSONAL DE UNA CENTRAL SE CONTAMINE.
CONTAMINACIÓN
C O N T A M I N A C I Ó N
SE HA DEFINIDO COMO LA PRESENCIA
INDESEABLE DE SUSTANCIAS
RADIACTIVAS SOBRE O DENTRO DE LAS
PERSONAS O COSAS.
EN EL REGLAMENTO GENERAL DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA YEN LA NOM-008-NUCL-2003 EMITIDOS POR LA C.N.S.N.S. SEESTABLECEN LOS LÍMITES DE CONTAMINACIÓN.
TIPOS DE CONTAMINACIÓN
FIJA Y REMOVIBLE
FIJA ES AQUELLA QUE SE ENCUENTRA INCRUSTADA EN LA
SUPERFICIE DONDE SE DEPOSITÓ Y NO PUEDE SER
REMOVIDA POR CONTACTO O MEDIANTE TÉCNICAS
NORMALES DE DESCONTAMINACIÓN.
TRANSFERIBLE ES AQUELLA QUE PUEDE SER FÁCILMENTE
REMOVIDA DE LA SUPERFICIE DONDE SE DEPOSITÓ, POR
CONTACTO, FROTAMIENTO, ROZAMIENTO Y POR LO TANTO,
DEBE SER CUIDADOSAMENTE CONTROLADA.
HAY DOS FORMAS DE QUE LOS PRODUCTOS DE FISIÓN LLEGUEN AL
REFRIGERANTE:
(A)FISIÓN DE PEQUEÑAS CANTIDADES DE URANIO DEPOSITADO EN LAS
SUPERFICIES EXTERIORES DEL ENCAMISADO DURANTE LA
FABRICACIÓN DEL COMBUSTIBLE QUE PASAN DIRECTAMENTE AL
REFRIGERANTE
(B)FUGA DE PRODUCTOS DE FISIÓN, A TRAVÉS DE LOS DEFECTOS DEL
ENCAMISADO DEL COMBUSTIBLE LO CUAL VARÍA CON LA EDAD DEL
COMBUSTIBLE, EL NIVEL DE POTENCIA DEL REACTOR Y EL NÚMERO
Y TAMAÑO DE LOS DEFECTOS.
PRODUCTOS DE FISIÓN
LOS PRODUCTOS DE FISIÓN SE CLASIFICAN COMO:
VOLÁTILES y
NO VOLÁTILES
PRODUCTOS DE FISIÓN
LOS VOLÁTILES (GASES DE FISIÓN, COMO LOS IODOS, XENONES y
KRIPTONES), TIENDEN A SEPARARSE DEL AGUA Y LOS NO VOLÁTILES
TIENDEN A PERMANECER EN ELLA, YA SEA SUSPENDIDOS O EN SOLUCIÓN.
PRODUCTOS DE ACTIVACIÓN
SON TODOS AQUELLOS QUE SE PRODUCEN POR EL FLUJO NEUTRÓNICO
AL QUE ESTÁN SOMETIDOS LOS MATERIALES DEL REACTOR.
(A)PRODUCTOS DE CORROSIÓN (Cr-51, Mn-54 y 56, Fe-55 y 56, Co-58 y 60)
(B)PRODUCTOS DE ACTIVACIÓN DEL REFRIGERANTE (N-13 y 16, F-18, Ar-41,
H-3)
OXÍGENO-16 (99.8%) PERMITE LA APARICIÓN DE NITRÓGENO
RADIACTIVO POR LAS REACCIONES:
NITRÓGENO SE COMBINA CON EL OXÍGENO Y EL HIDRÓGENO DEL
REFRIGERANTE PARA FORMAR IONES DE COMPUESTOS COMO
NITRITOS, NITRATOS, AMONÍACO, ETC.
PRODUCTOS DE ACTIVACIÓN
pNnO 1
1
16
7
1
0
16
8 HeNpO 4
2
13
7
1
1
16
8
Mev1.7ON 0
1
16
8
16
7
7.1 seg
0
1
13
6
13
7 CN 9.97
min
PRODUCTOS DE ACTIVACIÓN DEL FLÚOR-18 PRODUCIDO POR
LA REACCIÓN:
nFpO 10
189
11
188
EL FLÚOR-18 DECAE ASÍ:
νβOF 18
9
110min18
9
EL ARGÓN-41 ES PRODUCIDO MEDIANTE LA REACCIÓN
SIGUIENTE:
ArnAr 4118
10
4018
DECAE A SU VEZ DE LA SIGUIENTE MANERA:
1.3MeVβKAr 41
19
1.83h41
18
PRODUCTOS DE ACTIVACIÓN
FISIÓN TERNARIA, ACTIVACIÓN DEL BORO Y ACTIVACIÓN
DEL LITIO. (TRES PRODUCTOS DE FISIÓN):
nHRbXenU t
1
0
3
1
91
37
140
54
1
0
235
92 2
LA ACTIVACIÓN DEL BORO-10 POR UN NEUTRÓN ES DE LA
MANERA SIGUIENTE
HeLinB 4
2
7
3t
1
0
10
5
HeHLi 4
2
3
1
7
3
*
*
ESTADO EXCITADO:
LITIO-7 (92.5%) Y EL LITIO-6 (7.5%), AMBOS INTERACCIONAN CON
NEUTRONES:
LITIO-7 ES PRODUCIDA POR LA ACTIVACIÓN DE BORO-10 EN LAS
BARRAS DE CONTROL:
E (Máx. 0.186 MeV; Promedio 0.006 MeV)
EL H-3 ES UN ELEMENTO RADIACTIVO POCO PELIGROSO Y SE
TOLERAN A ALTAS CONCENTRACIONES DE ÉL DENTRO DEL CUERPO
SIN QUE SE PRODUZCAN EFECTOS ADVERSOS.
nHeHnLi 10
42
31
10
73 HeHnLi 4
231
10
63
βHeH 3
2
12.33
1
MEDICIÓN DE LA CONTAMINACIÓN
SUPERFICIES:
UNIDADES DE ACTIVIDAD POR UNIDAD DE ÁREA. BECQUEREL
POR METRO CUADRADO (Bq/m2). DESINTEGRACIONES POR
MINUTO dpm/cm2 (1 dpm/cm2 = 166.67 Bq/m2), pCi por 100 cm2,
etc.
CONTAMINACIÓN DE
VOLUMNES
AIRE, AGUA, RESIDUOS O TIERRA, PUEDEN CONTENER
CONTAMINANTES RADIACTIVOS.
LA CONTAMINACIÓN VOLUMÉTRICA SE EXPRESA, (Bq/m3).
¿ALGUNA PREGUNTA?
FILOSOFÍA ALARA
OBJETIVO
MANTENER TANTO LAS DOSIS INDIVIDUALES COMO DOSIS
COLECTIVA EN LA REALIZACIÓN DE UNA TAREA, TAN
BAJAS COMO RAZONABLEMENTE SEA POSIBLE
DEFINICIÓN
ALARA (“AS LOW AS IS REASONABLY ACHIEVABLE”) “TAN
BAJO COMO SEA RAZONABLEMENTE SEA POSIBLE
ALCANZAR”.
BASES DE LA FILOSOFÍA ALARA
• PRINCIPIO DE JUSTIFICACIÓN
• PRINCIPIO DE OPTIMIZACIÓN
• PRINCIPIO DE LIMITACIÓN
• 10 CFR 20.1101
PROGRAMA ALARA DE LA CLV:
COMPROMISO ESTABLECIDO POR EL DIRECTOR GENERAL DE CFE.
GERENTE GENERAL DE OPERACIÓN RESPONSABLE DE SU
IMPLANTACIÓN.
DESCRIBE PROCEDIMIENTOS ADMINISTRATIVOS Y TÉCNICOS,
HERRAMIENTAS PARA SU IMPLANTACIÓN:
FUNCIONES: GRUPO QUE HACE INGENIERÍA ALARA; DESCRIPCIONES
DE CUANDO, DONDE, Y COMO SE IMPLEMENTAN LAS REVISIONES
ALARA A PROCEDIMIENTOS, MODIFICACIONES A LA PLANTA, Y A
TRABAJOS DE MANTENIMIENTO; USO DE BLINDAJES TEMPORALES,
CÁMARAS REMOTAS, CONTROLES DE INGENIERÍA, Y PLANEACIONES
ALARA DE TRABAJO, ETC.
CLASIFICACIÓN DE ÁREAS CON RADIACIÓN EN LA
CENTRAL LAGUNA VERDE (Procedimiento PR-6452)
ÁREA NO RESTRINGIDA
FUERA DE LA DOBLE CERCA: CON EXCEPCIÓN DE LAS
INSTALACIONES PERMANENTES LOCALIZADAS EN UNA ZONA
RELACIONADA CON EL MANEJO Y ALMACENAMIENTO DE DESECHOS
RADIACTIVOS.
ÁREA CONTROLADA
DENTRO DE LA DOBLE CERCA: TENIENDO LOS MISMOS LÍMITES DE
RADIACIÓN Y CONTAMINACIÓN DE LAS ÁREAS NO RESTRINGIDAS.
ÁREA RESTRINGIDA
DENTRO DE LAS ÁREAS CONTROLADAS: EDIFICIOS DEL REACTOR,
TURBINA, DESECHOS RADIACTIVOS Y PURIFICACIÓN EN FORMA
PERMANENTE.
ÁREAS RADIOLÓGICAMENTE LIMPIAS Y ÁREAS
RADIOLÓGICAMENTE CONTROLADAS
A.- ARES CON NIVEL DE CONTAMINACIÓN REMOVIBLE ES
MENOR A 1,000 dpm/100 cm2, NO ES NECESARIO EL USO DE
DISPOSITIVOS ANTI-C PARA TRANSITAR O TRABAJAR EN ELLAS.
B.- ÁREAS QUE DEBIDO A SUS CARACTERÍSTICAS, REQUIEREN
DE CONTROLES RADIOLÓGICOS ESPECÍFICOS, PARA LA
PROTECCIÓN DE LOS TRABAJADORES OCUPACIONALMENTE
EXPUESTOS.
ÁREAS RADIOLÓGICAMENTE CONTROLADAS
Área con radiación.
Área con alta radiación.
Área Contaminada.
Área con contaminación radiactiva en el aire.
Área con material radiactivo.
Área con alta radiación mayor a 1,000 mR/h
Área con radiación neutrónica
Equipo contaminado
Equipo contaminado internamente.
Área con alta contaminación.
Sitio ALARA.
Área restringida.
CLASIFICACIÓN DE ZONAS EN LA
CENTRAL LAGUNA VERDE
Zona Controlada
ENTRADA PRINCIPAL
A LA ZONA CONTROLADA
EL ACCESO ES CONTROLADO Y NO PODRÁ SER USADA COMO
PROPIEDAD PRIVADA O PARA USO DEL PÚBLICO EN GENERAL.
ZONA PROTEGIDA
DOBLE CERCA
ÁREA SOMETIDA A
VIGILANCIA QUE
CONTIENE
MATERIALES
NUCLEARES DE LA
CATEGORÍA I O II
Y/O ZONAS
VITALES,
ZONA PROTEGIDA
ZONA VITALÁREA DENTRO DE LA ZONA PROTEGIDA QUE CONTIENE EQUIPO,
SISTEMAS, DISPOSITIVOS O MATERIAL NUCLEAR QUE, SI SON
OBJETO DE SABOTAJE, DAN LUGAR, DIRECTA O INDIRECTAMENTE,
A CONSECUENCIAS RADIOLÓGICAS INACEPTABLES.
LOS EDIFICIOS SON: REACTOR, TURBINA, DESECHOS
RADIACTIVOS, PURIFICACIÓN, CONTROL Y GENERADORES DIESEL.
¿ALGUNA PREGUNTA?
SEÑALIZACIÓN RADIOLÓGICA
SEÑALIZACIÓN RADIOLÓGICA
LA SEÑALIZACIÓN ES UNA DEFENSA ADMINISTRATIVA CUYA
FUNCIÓN ES CREAR CONCIENCIA AL PERSONAL DEL
RIESGO RADIOLÓGICO QUE HAY EN UN ÁREA.
LETREROS TIENEN EL SÍMBOLO INTERNACIONAL DE LA
RADIACIÓN Y UNA LEYENDA PARA CLASIFICAR EL ÁREA DE
ACUERDO CON SUS CONDICIONES RADIOLÓGICAS.
LA SEÑALIZACIÓN RADIOLÓGICA:
UN TRÉBOL COLOR MAGENTA (EN ALGUNAS OCASIONES DE
COLOR NEGRO), EN UN FONDO DE COLOR AMARILLO CON LA
LEYENDA “PRECAUCIÓN”, EL RESTO DE LA LEYENDA ES
VARIABLE DE ACUERDO CON EL TIPO DE ÁREA.
LOS LETREROS TIENEN EL SÍMBOLO INTERNACIONAL DE
LA RADIACIÓN Y UNA LEYENDA PARA CLASIFICAR EL
ÁREA DE ACUERDO CON SUS CONDICIONES
RADIOLÓGICAS.
ÁREA CON RADIACIÓN
EL SÍMBOLO INTERNACIONAL DE RADIACIÓN Y LAS
PALABRAS “PRECAUCIÓN ÁREA CON RADIACIÓN” Y EL
AVISO “NO PERMANEZCA INNECESARIAMENTE EN ESTA
ÁREA”.
ÁREA CON ALTA RADIACIÓN
SÍMBOLO INTERNACIONAL DE RADIACIÓN Y LAS
PALABRAS “PRECAUCIÓN ÁREA CON ALTA
RADIACIÓN”.
ÁREA CONTAMINADA
SÍMBOLO INTERNACIONAL DE RADIACIÓN Y LAS PALABRAS
“PRECAUCIÓN ÁREA CONTAMINADA”.
ÁREA CON CONTAMINACIÓN RADIACTIVA EN EL AIRE
SÍMBOLO INTERNACIONAL DE RADIACIÓN Y LAS PALABRAS
"PRECAUCIÓN ÁREA CON CONTAMINACIÓN RADIACTIVA EN
EL AIRE".
PRECAUCIÓN
ÁREA CON CONTAMINACIÓN
RADIACTIVA EN EL AIRE
ÁREA CON MATERIAL RADIACTIVO
SÍMBOLO INTERNACIONAL DE RADIACIÓN Y LAS PALABRAS
“PRECAUCIÓN ÁREA CON MATERIAL RADIACTIVO”.
ÁREA CON ALTA RADIACIÓN MAYOR A 1,000 mR/H
SÍMBOLO INTERNACIONAL DE RADIACIÓN Y LAS
PALABRAS “AREA CON ALTA RADIACIÓN MAYOR A 1,000
mR/H”.
PRECAUCIÓN
ÁREA CON
ALTA RADIACIÓN
> 1000 mR/h
X
ÁREAS CON RADIACIÓN NEUTRÓNICA
RAPIDEZ DE DOSIS POR NEUTRONES IGUAL O MAYOR A 2
mrm/h MEDIDO A 30 cm., DE LA FUENTE DE RADIACIÓN
ES NECESARIO EL USO DE UN PETAR ESPECIFICO.
PRECAUCIÓN
ÁREA CON
RADIACIÓN NEUTRÓNICA
ÁREAS CON RADIACIÓN NEUTRÓNICA
SÍMBOLO INTERNACIONAL DE RADIACIÓN Y LAS PALABRAS:
“PRECAUCION ÁREA CON RADIACIÓN NEUTRÓNICA”.
INCLUIRÁ EL AVISO: “PRECAUCIÓN: EL ACCESO A ESTA ÁREA
REQUIERE AUTORIZACIÓN DE PR Y EL USO DE DOSIMETRÍA
ESPECIAL”.
PRECAUCIÓN
ÁREA CON
RADIACIÓN NEUTRÓNICA
PUNTOS CALIENTES
SE MONITOREAN LAS FUENTES DE RADIACIÓN, UBICAR
CUALQUIER “PUNTO CALIENTE” (RAPIDEZ DE
EXPOSICIÓN MAYOR DE 100 mR/h A CONTACTO Y POR
LO MENOS 5 VECES EL NIVEL DE EXPOSICIÓN EN ÁREA
GENERAL MEDIDA A 30 CM DE LA FUENTE.
EQUIPO CONTAMINADO
CONTAMINACIÓN TRANSFERIBLE IGUAL O MAYOR A 1,000
dpm/100 cm2 NO ES POSIBLE DELIMITARLO COMO ÁREA
CONTAMINADA.
SE COLOQUE, EL LETRERO, CON CINTA AMARILLO-MAGENTA.
(EJEMPLO, LAS BOMBAS DE LLENADO DEL SISTEMA RHR,
FPCC, ETC.).
PRECAUCIÓN
EQUIPO
CONTAMINADO
EQUIPO CONTAMINADO INTERNAMENTE
CONTAMINACIÓN MAYOR A 1,000 dpm/100 cm2 (EJEMPLO, EL
SISTEMA DE VENTILACIÓN DE LOS EDIFICIOS DE PROCESO).
SEÑALIZA “PRECAUCION EQUIPO CONTAMINADO
INTERNAMENTE”.
PRECAUCIÓN
EQUIPO CONTAMINADO
INTERNAMENTE
ÁREA CON ALTA CONTAMINACIÓN
CONTAMINACIÓN SUPERFICIAL MAYOR A 100,000 DPM/100 CM2.
EL SÍMBOLO INTERNACIONAL Y LAS PALABRAS “PRECAUCION
ÁREA CON ALTA CONTAMINACION”.
PRECAUCIÓN
ÁREA CON
ALTA CONTAMINACIÓN
> 100,000 dpm/100 cm2
SITIO ALARA
LUGAR CON EL VALOR MÁS BAJO DE RAPIDEZ DE DOSIS
DENTRO DE UN ÁREA CON ALTA RADIACIÓN O CON
RADIACIÓN.
EN MÉXICO SE TIENE UN ORGANISMO REGULADOR EN MATERIA DE
PROTECCIÓN RADIOLÓGICA QUE SE LLAMA COMISIÓN NACIONAL DE
SEGURIDAD NUCLEAR Y SALVAGUARDIAS (CNSNS) DEPENDIENTE DE LA
SECRETARÍA DE ENERGÍA, QUE ESTABLECEN LAS NORMAS EN MATERIA
DE PROTECCIÓN Y SEGURIDAD RADIOLÓGICA.
REGLAMENTACIÓN
EN LOS ARTÍCULOS 7 AL 39 DEL RGSR SEESTABLECEN LOS LÍMITES DE DOSIS Y ELESTABLECIMIENTO DEL SISTEMA DE LIMITACIÓNDE DOSIS (SLD).
FINALIDAD
EVITAR LOS EFECTOS DETERMINISTAS Y LIMITAR LAOCURRENCIA DE LOS ESTOCÁSTICOS A UN NIVELACEPTABLE.
¿ALGUNA PREGUNTA?
FIN DEL TEMA
E J E R C I C I O S
E J E R C I C I O S
UN POE SE EXPONE ACCIDENTALMENTE EN UNA SALA DE TRATAMIENTO
DONDE SE ENCUENTRA UN ACELERADOR DE PARTÍCULAS DE 10 MeV:
LA DOSIS ABSORBIDA A CUERPO TOTAL DEBIDA A FOTONES GAMMA SE
ESTIMÓ EN 4 rad, LA DOSIS ABSORBIDA DEBIDA A NEUTRONES SE
ESTIMÓ A PARTIR DE EXPERIMENTOS CON UN MANIQUÍ DE LA
SIGUIENTE MANERA:
Energía de los neutrones Dosis absorbida en Gy
10 keV 0.008
De 10 keV a 100 keV 0.012
100 keV a 2 MeV 0.03
¿CUÁL ES LA DOSIS EQUIVALENTE TOTAL, EN Sv, (DEBIDA A
NEUTRONES Y FOTONES), SI SE ASUME QUE LA DOSIS ABSORBIDA
DEBIDA A LOS NEUTRONES SE CONSIDERA HOMOGÉNEA EN TODO EL
CUERPO?
E J E R C I C I O S
LA DOSIS ABSORBIDA QUE RECIBIRÍA UN POE DURANTE
UNA SEMANA Y QUE TRABAJARÁ A UNA DISTANCIA DE 2.5
METROS DE UNA FUENTE DE Na-24 (T1/2 = 14.97 h), QUE
TIENE UNA ACTIVIDAD DE 703 MBq. CONSIDERE UN
TIEMPO DE TRABAJO DE 5 HORAS DIARIAS EN LA
SEMANA.
LA = 5.237X104 (mSv·m2/h·MBq).
E J E R C I C I O S
SE TIENE UNA FUENTE RADIACTIVA PUNTUAL EMISORA GAMMA QUE A 3 mDE DISTANCIA DA UNA RAPIDEZ DE EXPOSICIÓN DE 0.222 mR/h.CALCULAR LA RAPIDEZ DE EXPOSICIÓN, EN UNIDADES DEL S.I., EN ELPUNTO P1 SITUADO A 1 m DE LA FUENTE RADIACTIVA.
P1 P2
d1 d2
FUENTE
RADIACTIVA
E J E R C I C I O S
SE DESEA REDUCIR UN HAZ DE RAYOS GAMMA DE (Cs-137) CON UNA
INTENSIDAD INICIAL DE 34 R/h A 2 mR/h. LA RADIACIÓN GAMMA
TIENE UNA ENERGÍA DE 662 keV Y SE USARÁ CONCRETO COMO
MATERIAL DE BLINDAJE.
a) ¿CUÁNTAS CAPAS HEMIREDUCTORAS SE NECESITAN?
b) ¿ CUÁNTOS CENTÍMETROS DE PLOMO SE REQUIEREN?
UTILICE EL MÉTODO ANALÍTICO Y EL MÉTODO GRÁFICO.