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captulo 1FUENTES DE RADIACIN IONIZANTE
1FENMENO DE LA RADIACTIVIDAD
1Tipos de radiaciones
3Ley de decaimiento
4Actividad
4Tabla de nucleidos
9FUENTES NATURALES
9Radiacin csmica
9Radiacin terrestre
10FUENTES ARTIFICIALES
11APLICACIONES DE LAS RADIACIONES
11Conservacin de alimentos
11Investigacin agrcola
11Control de plagas
12Medicina
14Industria
14Arqueologa y paleontologa
15Hidrologa
15Investigacin biolgica
15Produccin de energa elctrica
16DOSIS MEDIA ANUAL
19captulo 2MAGNITUDES DOSIMTRICAS
20MAGNITUDES DOSIMTRICAS BSICAS
21Energa impartida
22Exposicin
22Factor de calidad de la radiacin, Q
23MAGNITUDES UTILIZADAS EN PROTECCIN RADIOLGICA
23Dosis absorbida en un rgano, DT
23Factores de ponderacin de la radiacin, wR
24Dosis equivalente en un rgano o tejido, HT
24Factor de ponderacin de los tejidos u rganos, wT
25Dosis efectiva, E
25Dosis equivalente comprometida en un rgano o tejido, HT()
Tabla de contenido i
Tablade contenido
26Dosis efectiva comprometida, E()
26Magnitudes para grupos de individuos expuestos
29captulo 3DOSIMETRA EN RADIOPROTECCIN
29IRRADIACIN EXTERNA
30Estimacin de la dosis efectiva a partir del kerma en aire
33Estimacin de la dosis efectiva a partir de magnitudes operacionales
37CONTAMINACIN INTERNA
37Vas de entrada
38Modelos metablicos
39Clculo de la dosis equivalente en un rgano
41Lmite anual de incorporacin (ALI)
45captulo 4EFECTOS BIOLGICOS DE LAS RADIACIONES
46CLASIFICACIN DE LOS EFECTOS BIOLGICOS
46Efectos estocsticos
47Efectos deterministas
48EFECTOS DETERMINISTAS DE LAS RADIACIONES IONIZANTES
48Efectos deterministas por sobreexposicin de todo el cuerpo
51Efectos deterministas localizados
55CARCINOGNESIS RADIOINDUCIDA
56Estudios radioepidemiolgicos
57Modelos de proyeccin de riesgo
57Estimaciones de riesgo de cncer radioinducido
58EFECTOS HEREDITARIOS
59Estimacin de la probabilidad de trastornos hereditarios
59EFECTOS PRENATALES
63captulo 5FUNDAMENTOS DE LA PROTECCIN RADIOLGICA
64CRITERIOS BSICOS DE LA PROTECCIN RADIOLGICA
64Justificacin de la prctica
65Optimizacin de la proteccin radiolgica
65Lmites y restricciones de dosis
ii Tabla de contenido
68RESIDUOS RADIACTIVOS
70TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO
73EXPOSICIONES POTENCIALES
74INTERVENCIN EN EMERGENCIAS
77captulo 6MONITORAJE DE LA EXPOSICIN OCUPACIONAL
77Clasificacin de reas
78Sealizacin
80MONITORAJE AMBIENTAL
80Monitoraje de los campos de radiacin ambiental
81Monitoraje de la contaminacin del aire
81Medicin de la contaminacin en superficies
82MONITORAJE INDIVIDUAL DE LA IRRADIACIN EXTERNA
82Dosmetros de emulsin fotogrfica
83Dosmetros termoluminiscentes
84Dosmetros de cmara de bolsillo
84Dosmetros de alarma y advertencia
84MONITORAJE INDIVIDUAL DE LA CONTAMINACIN INTERNA
85Medicin directa de la actividad del cuerpo
86Medicin indirecta de la actividad del cuerpo
89captulo 7SISTEMAS DE PROTECCIN CONTRA LA RADIACIN
89TCNICAS BSICAS DE PROTECCIN
89Reduccin del tiempo de exposicin
90Reduccin de la actividad de la fuente
90Aumento de la distancia fuente-punto de inters
91Blindaje entre las personas y la fuente de radiacin
96CLCULO DE BLINDAJES PARA RAYOS X
97Blindaje para la radiacion directa
99Blindaje para la radiacin dispersa
100Blindaje para la radiacin de fuga del tubo
105captulo 8RADIODIAGNSTICO MDICO
106GENERACIN DE RAYOS X
108EQUIPOS GENERADORES DE RAYOS X
108Tubo de rayos x
Tabla de contenido iii
110Fuente de alta tensin
110Sistema de control de emisin
112SEGURIDAD RADIOLGICA DE LAS INSTALACIONES Y EQUIPOS
113EXPOSICIN OCUPACIONAL
114Clasificacin del rea de trabajo
114Dosimetra personal
114Dispositivos de proteccin radiolgica
114Calibracin de instrumentos
114EXMENES ESPECFICOS: Aspectos de radioproteccin
115Radioscopa
115Exmenes con equipos mviles de rayos x
115Radiologa peditrica
116Mamografa
116Exmenes dentales
116Exmenes con rayos x durante el embarazo
116Exmenes con rayos x en mujeres con capacidad para gestar
117Radiografa obsttrica
117Otros exmenes con rayos x durante el embarazo
117EXPOSICIN MDICA
117Cmo evitar dosis innecesarias
122NIVELES DE DOSIS REFERENCIA
124CRITERIOS DE ACEPTABILIDAD DE INSTALACIONES DE RADIODIAGNSTICO
124Instalaciones radiogrficas de diagnstico general
126Revelado de placas, propiedades de los receptores de imgenes y condiciones de visualizacin
128Radioscopa
129Tomografa convencional y computarizada
131Radiografa dental
131Mamografa
137captulo 9MEDICINA NUCLEAR
138EQUIPAMIENTO EN MEDICINA NUCLEAR
138Calibradores de actividad o activmetros
139Sistemas de deteccin para mediciones in vitro
140Sistemas para mediciones de radiacin in vivo
140Brazo de captacin
141Centellgrafo
143Sistema de tomografa por emisin de fotn nico (SPECT)
144Tomgrafo por emisin de positrones (PET)
146SEGURIDAD RADIOLGICA DE LAS INSTALACIONES
146Blindajes
147Ventilacin
147Piletas
147Acabado de superficies
iv Tabla de contenido
148Requisitos mnimos para un laboratorio de medicina nuclear
149Requisitos mnimos para un laboratorio de radioinmunoanlisis
149EXPOSICIN OCUPACIONAL
150Control sobre el material radiactivo
151Monitoraje personal y de rea
153Acciones en caso de una contaminacin superficial
154Gestin de residuos radiactivos
155Registros
156Control del equipamiento
157EXPOSICIN MDICA
157Niveles de referencia
165captulo 10RADIOTERAPIA
166EQUIPAMIENTO EN RADIOTERAPIA
165Equipos de cobaltoterapia
173Equipos aceleradores lineales de electrones
178Equipos de rayos x de baja y media energa
178EQUIPAMIENTO DE BRAQUITERAPIA
180SEGURIDAD RADIOLGICA EN TELETERAPIA
180Seguridad radiolgica en el diseo de instalaciones para teleterapia
181Seguridad radiolgica en equipos de cobaltoterapia
184Seguridad radiolgica en equipos aceleradores lineales
185SEGURIDAD RADIOLGICA EN BRAQUITERAPIA
185Braquiterapia manual
186Braquiterapia remota
187Carga o recambio de las fuentes radiactivas
188Aspectos ocupacionales en la prctica de la braquiterapia
189EXPOSICIN OCUPACIONAL
189Clasificacin del rea de trabajo
189Monitoraje individual
189Controles peridicos al equipo
189Sistema de registros
190Procedimientos de emergencia
190Recambio de fuentes radiactivas
190Transporte de material radiactivo
190Sistema de calidad
190EXPOSICIN MDICA
190Justificacin
190Optimizacin
191Calibracin del haz de radiacin
191Participacin de intercomparaciones dosimtricas
191Dosimetra clnica
Tabla de contenido v
191PROGRAMA DE GARANTA DE CALIDAD
192Garanta de calidad en radioterapia externa
199Garanta de calidad de equipos y fuentes de braquiterapia
205captulo 11ACCIDENTES EN LA PRCTICA MDICA
206ACCIDENTES EN RADIOTERAPIA: EXPOSICIONES POTENCIALES Y PREVENCIN DE ACCIDENTES EN LA PRCTICA MDICA
217ACCIDENTES EN MEDICINA NUCLEAR
218SISTEMA DE INTERVENCIN EN EMERGENCIAS DE LA ARN
223anexoMARCO REGULATORIO
223RADIODIAGNSTICO
223Ley N 17.557
224Requisitos para instalacin y utilizacin de equipos generadores de rayos x
225Normas bsicas de seguridad radiosanitaria
229Norma para prestadores del servicio de dosimetra personal
230Estudios mamogrficos
230Equipos para control de equipajes
231MEDICINA NUCLEAR Y RADIOTERAPIA
231Ley nacional de la actividad nuclear: ley N 24.804
232Normas regulatorias AR
232
234
234
234
234
234
234
234
Norma bsica de seguridad radiolgica
Uso de fuentes selladas en braquiterapia
Operacin de aceleradores lineales de electrones para uso mdico
Operacin de equipos de cobaltoterapia
Proteccin radiolgica en medicina nuclear
Permisos individuales para el empleo de material radiactivo y radiaciones ionizantes
en seres humanos
Gestin de residuos radiactivos
Transporte de materiales radiactivos
234Documentos regulatorios en las aplicaciones nucleares a las actividades mdicas
235Rgimen de Sanciones por Incumplimiento de las Normas de Seguridad Radiolgica
en las Aplicaciones de la Energa Nuclear a la Medicina, al Agro, a la Industria y
a la Investigacin y Docencia
235Normas para el uso de radioistopos en medicina
236Normas para proceder a la autorizacin de responsables como asesores fsicos
en servicios de radioterapia
236Uso de fuentes selladas de Ra226
236Instalaciones mdicas consideradas relevantes que requieren Autorizacin de Operacin
237Pautas generales a las que deben ajustarse los titulares de autorizacin de operacin y
los poseedores de permisos individuales
237Rgimen de Tasas por Licenciamiento e Inspeccin
237Requisitos para obtener permiso individual para el uso de Sm153 en el tratamiento
de las metstasis seas
vi Tabla de contenido
238Procedimiento para la Aplicacin de Sanciones por incumplimiento de las Normas
de Seguridad Radiolgica en las Aplicaciones de la Energa Nuclear a la Medicina, al Agro,
a la Industria y a la Investigacin y Docencia
239Requisitos para obtener autorizaciones de operacin y permisos invididuales
240Diagnstico y tratamiento en medicina nuclear
Teleterapia, braquiterapia, radiocoloides y aplicadores beta
Tabla de contenido vii
A mediados de 1999 representantes de la Cmara de Instituciones de Diagnstico Mdico
(CADIME) solicitaron a las autoridades de la Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN) y de la
Comisin Nacional de Energia Atmica (CNEA) la revisin del Manual de Radioproteccin,
editado por dicha Cmara en 1996. La ARN propuso ampliar su contenido tcnico incorpo-
rndole el anlisis de otras prcticas mdicas con radiaciones ionizantes, tales como la ra-
dioterapia y la medicina nuclear. Se elabor un programa temtico y, con la participacin
de diferentes especialistas de las tres instituciones, comenz a redactarse esta Gua en Ra-
dioproteccin, dirigida a profesionales y tcnicos que trabajan en las aplicaciones mdicas
de las radiaciones ionizantes con el objetivo de proporcionarles los principales elementos
de proteccin radiolgica.
Al cabo de algo ms que un ao de trabajo, se edita el presente libro estructurado en 11 ca-
ptulos y un anexo. Los primeros cuatro captulos, de carcter introductorio, estn dedica-
dos a las magnitudes y tcnicas dosimtricas empleadas en radioproteccin, tanto para la
irradiacin externa como para la contaminacin interna, y a describir los efectos biolgicos
de las radiaciones. Los fundamentos de la radioproteccin, las tcnicas de monitoraje indi-
vidual y los sistemas de proteccin contra la radiacin se desarrollan posteriormente a lo
largo de los tres captulos siguientes.
La segunda mitad del libro est ntegramente dedicada a las prcticas mdicas con radia-
ciones ionizantes. Esto es, se tratan los principales aspectos de radioproteccin en:
Radiodiagnstico
Medicina Nuclear
Radioterapia
En cada una de estas reas se ha tratado de seguir un desarrollo comn que consiste en la
descripcin del equipamiento bsico, en el tratamiento de los principales temas de seguri-
dad radiolgica de las instalaciones y equipos asociados a cada una de las prcticas y en los
aspectos referidos a la exposicin ocupacional y a la exposicin mdica correspondiente a
cada caso. Se incluyen los niveles de dosis de referencia para los estudios radiodiagnsti-
cos, las actividades recomendadas en la administracin de radiofrmacos en estudios de
medicina nuclear, los criterios de aceptabilidad de instalaciones de radiodiagnstico y los
procedimientos de garanta de calidad en radioterapia.
El captulo final est dedicado a accidentes ocurridos a nivel internacional en el campo de
las aplicaciones mdicas de las radiaciones ionizantes.
El Anexo, de carcter regulatorio, compendia el conjunto de normas, leyes, decretos y de-
ms reglamentaciones vigentes en materia de seguridad radiolgica referidas al radiodiag-
nstico, a la medicina nuclear y a la radioterapia.
Prlogo
Silvia AlvarezVolver
Como ya fue expresado, este libro es resultado del trabajo en comn de tres instituciones:
la Autoridad Regulatoria Nuclear, la Comisin Nacional de Energa Atmica y la Cmara de
Instituciones de Diagnstico Mdico.
Los especialistas de la ARN que colaboraron activamente en la redaccin y/o revisin de los
diferentes captulos fueron: la Lic. Ana M. Bomben, la Lic. Ins Gomez Parada, la Lic. Ana M.
Larcher, la Dra. Mara del R. Perez, el Ing. Csar Arias, el Ing. Daniel Hernandez, el Ing. Jos
M. Kay, el Ing. Pedro Sajaroff y el Dr. Francisco Spano.
La Dra. Diana Feld y la Lic. Margarita Sarav, ambas pertenecientes a la CNEA, efectuaron
un importante aporte en el captulo 10 dedicado a la radioterapia. Por otra parte, los co-
mentarios realizados por el Ing. Ricardo Moll a dicho captulo, quien adems efectuara una
revisin integral del mismo, enriquecieron su contenido.
Personal especializado de CADIME realiz la revisin del contenido del Anexo en los aspec-
tos regulatorios referidos al radiodiagnstico.
El Diseo grfico y correccin de estilo del texto fueron realizados ntegramente en la ARN
por Carina M. Olivelli y Silvia G. Alvarez.
Esperando que el presente libro, referido a la seguridad radiolgica en las aplicaciones m-
dicas de las radiaciones ionizantes, sea de utilidad a los tcnicos y profesionales de dicha
rea, agradecemos profundamente el aporte de cada uno de los especialistas que colabo-
raron en su redaccin.
Finalmente, cabe sealar que es intencin de la ARN continuar con esta linea editorial du-
rante los aos venideros. En particular, en continuidad con el presente texto la prxima
entrega abarcar solo los aspectos prcticos de radioproteccin con el que deben enfren-
tarse mdicos y tcnicos en su trabajo diario con las radiaciones ionizantes. La ARN asume
este compromiso y proyecta editar junto con CADIME un Manual prctico a fines del ao
entrante.
Lic. Esteban Thomasz
Compilador
Sector Informacin Tcnica de la ARN
Buenos Aires, 1 de noviembre de 2000
Silvia AlvarezVolver
FUENTES DE RADIACIN IONIZANTE
La mayor parte de la radiacin recibida por la poblacin del mundo proviene de fuentes na-turales, siendo inevitable la exposicin a la mayora de ellas. Durante las ultimas dcadas, elhombre ha producido artificialmente radionucleidos y ha aprendido a utilizar la energa nu-clear con diferentes propsitos, tales como la aplicacin con fines mdicos, la generacinde energa elctrica, la prospeccin de minerales, etc. Estas fuentes, denominadas artificia-les, aumentan la dosis de radiacin recibida por los individuos y por la sociedad en su con-junto.
Antes de analizar las diferentes variedades de fuentes naturales y artificiales existentes,veamos algunas nociones bsicas sobre radiactividad.
FENMENO DE LA RADIACTIVIDAD
En la naturaleza hay ciertos elementos inestables en el sentido que pueden emitir espont-neamente partculas o radiacin modificando la naturaleza o el estado de los ncleos de sustomos. Este proceso de emisin se llama desintegracin radiactiva y el fenmeno radiacti-vidad.
La desintegracin radiactiva responde a las leyes estadsticas y sus propiedades son inde-pendientes de cualquier influencia del entorno, tales como, presin, temperatura, camposelctricos o magnticos y reacciones qumicas. Para precisar ms, es una propiedad carac-terstica de cada nucleido en particular. Se suele denominar nucleido, al ncleo estudiado,sin hacer referencia al tomo del que forma parte.
Considerando una muestra formada por tomos de un elemento radiactivo, en instantes detiempo estadsticamente al azar se producirn desintegraciones radiactivas.
Esto ocurrir con una probabilidad, que es propia del nucleido considerado. Se define enton-ces una constante de desintegracin, que es la probabilidad de que un ncleo se desintegre enla unidad de tiempo. Se la denota con la letra y su unidad es la inversa de tiempo, porejemplo: segundo-1, minuto-1, ao-1.
TIPOS DE RADIACIONES
Los trabajos de P. Becquerel, M. Curie y E. Rutherford entre 1896 y 1907, demostraron noslo la existencia de la transformacin espontnea llamada desintegracin, sino tambinque haba radiaciones que tenan distinto poder de penetracin.
Fuentes de radiacin ionizante - Captulo 1 pgina 1
captulo
1
Silvia AlvarezVolver
A las radiaciones menos penetrantes, que son absorbidas por una hoja de papel o una del-gada lmina metlica, se las denomin rayos y a otras, ms penetrantes, rayos Secomprob que estos rayos, que podan ser desviados por un campo magntico, son de na-turaleza corpuscular. Ms tarde se reconoci que las partculas son ncleos de helio y laspartculas , electrones.
Otro tipo de radiacin, a la que se denomin rayos que no se desva en presencia de uncampo magntico, fue identificada con la emisin de radiacin electromagntica o fotones.Tambin se detectaron partculas con propiedades idnticas a las pero cuya desviacinen un campo magntico indicaba que tenan carga positiva. A stas se las llam +, y a lasanteriores, para diferenciarlas, . En la Tabla 1 se muestran algunas propiedades generalesde los tipos de radiacin emitida por ncleos radiactivos y en la Figura 1 un esquema repre-sentativo de la penetracin de la radiacin.
Interesa la penetracin de la radiacin en la materia fundamentalmente por dos motivos,primero, porque cuando la radiacin es frenada se produce una conversin de la energa dela radiacin en energa trmica y, segundo, porque la radiacin es daina para los sistemasbiolgicos y es necesario conocer cmo protegerlos de las fuentes de radiacin.
Tabla 1. Naturaleza y penetracin de la radiacin
Radiacin Naturaleza Carga Penetracin en aire Penetracin en slidos
ncleo de helio (2 protones y 2 neutrones) +2e centmetros micrmetros
electrn -1e metros milmetros
Radiacin electromagntica 0 100 metros centmetros/metros
Figura 1. Penetracin de la radiacin
pgina 2 Captulo 1 - Fuentes de radiacin ionizante
Papel
Fuente
Fuente
Fuente
Fuente
Fuente
Fuente
Fuente
Fuente
Fuente
5 mm de Aluminio
1 cm de Plomo
Detector
Detector
Detector
LEY DE DECAIMIENTO
En una muestra de materiales radiactivos compuesta por N0 ncleos en un instante t0, seproducirn desintegraciones radiactivas de modo que en un instante t posterior ya no setendr N0 ncleos de la sustancia original, sino un n-mero menor dado por la siguiente expresin conocidacomo ley general de la desintegracin radiactiva:
Esta expresin permite calcular el nmero de ncleosde una sustancia activa presentes al tiempo t, conociendo cuntos haba en el instante t0.La constante es una propiedad de cada nucleido que lo identifica inequvocamente, inde-pendiente de cualquier factor exterior. En consecuencia, si se conoce una sustancia es po-sible identificar su y si se mide el de una sustancia incgnita, se puede revelar sunaturaleza.
Es cmodo definir otra magnitud asociada a la velocidad con que una sustancia radiactivase desintegra, llamada indistintamente semiperodo de desintegracin, perodo de semide-sintegracin, o simplemente perodo.
El perodo T es el tiempo que debe transcurrir para queel nmero de ncleos de una sustancia radiactiva enuna muestra se reduzca a la mitad de su valor inicial, esdecir:
Si se reemplaza en la ley general de la desintegracin,se hallar la relacin entre T y :
El perodo se mide en unidades tiempo. Su valor puede variar desde el orden de los 10-10 se-gundos hasta 1015 aos. En la Tabla 2 se presentan algunos valores indicativos.
Tabla 2. Valores indicativos del perodo de semidesintegracin
Nucleido Radiactivo Perodo T Constante de Desintegracin
23892
4,5 . 109 aos 4,9 . 10-18 s-1
8626
1620 aos 1,3 . 10-11 s-1
13153
8,05 das 10 . 10-7 s-1
3376
26,5 horas 7,3 . 10-6 s-1
21884
3,05 minutos 3,78 . 10-3 s-1
21885
3,05 minutos 0,4 seg-1
21484
1,64 . 10-4 segundos 4,23 . 10-3 s-1
Fuentes de radiacin ionizante - Captulo 1 pgina 3
U
Ra
I
As
Po
At
Po
N t N e t( ) 0
N TN
( ) 02
TIn
2 0 693
,
ACTIVIDAD
En una muestra dada de material radiactivo se desintegran dN ncleos en el tiempo dt. En-
tonces el cociente
dN
dtes el nmero de ncleos que se desintegran en la unidad de
tiempo. Esta magnitud, que puede entenderse comouna velocidad de desintegracin, se llama actividad, yse la denota con la letra A:
A partir de la expresin anterior es posible expresar laactividad como funcin del tiempo:
Se observa que la actividad sigue tambin una ley exponencial. La actividad se puede pre-sentar medida en unidades inversas de tiempo, por ejemplo, como desintegraciones/se-gundo.
La Comisin Internacional de Unidades y Medidas de Radiacin (ICRU), en su PublicacinN 33, recomienda el uso del Becquerel (Bq) como uni-dad de actividad. Se define el Becquerel como una de-sintegracin por segundo:
Dado que 1 Bq es una cantidad muy pequea de actividad es muy frecuente el uso de losmltiplos del mismo, por ejemplo, MBq, GBq, TBq, etc.
Durante mucho tiempo se utiliz otra unidad de actividad llamada Curio o Curie. El Curie,cuya abreviacin es Ci, es una unidad de actividad defi-nida como la cantidad de cualquier nucleido radiactivoque produce 3,7.1010 desintegraciones por segundo.Se puede escribir entonces:
Si se desconoce el perodo T de una sustancia, para la que se pudo graficar A(t) en cierto in-tervalo de tiempo mayor que dicho perodo, se puede hacer una determinacin grfica delmismo en forma muy sencilla como se aprecia en la Figura 2.
ACTIVIDAD ESPECFICA
La actividad especfica de una muestra de sustanciaradiactiva es la actividad de dicha muestra por unidadde masa y se expresa en Bq/g.
TABLA DE NUCLEIDOS
Todos los istopos existentes, estables e inestables, pueden mostrarse en una tabla comola indicada en la Figura 3.
pgina 4 Captulo 1 - Fuentes de radiacin ionizante
1 3 7 1010Ci Bq , .
1 1 1Bq s
AdN
dt
A t A eOt( )
AA
me
Figura 2. Determinacin grfica del perodo
Figura 3. Tabla de nucleidos: vista parcial
Fuentes de radiacin ionizante - Captulo 1 pgina 5
MINUTOS
2000 des/min
104
103
102
1010 10 20 30 40 50 60 70
ACTI
VIDA
D(d
es/m
in)
T
T
1000 des/min=A
500 des/min=A2
4
4
2
6 8
10
Be9,01218
Li6,941
Li 792,5
He4,00260
H1,0079
H 199,985
H 20,015
n 110,6 m
H 312,323 a
Li 5
He 5 He 7
Be 6
He 499,999862
He 30,000135
Li 67,5
Li 8842 ms
Be 753,29 d
Be 101,8 - 10 a5
Be 1224,4 ms
Be 14Be 1113,8 s
Li 118,7 ms
Li 10
He 9
Li 9178,3 ms
He 8122 ms
Bo 9100
Be 8
He 6808,1 ms
0,0092
70,7 0,037
< 0,05 abs
0,332 0,332 0,00053
0,8
0,02
3,5
p
n n
2p
0,00006 n,p 5327
0,028 n, 940
- 1,25 2 1,6
478
480000 n,p0,6
no 11,7
n
n
0,77 2125; 6791 ....11,5
2n 3n
3368; 320; ....2590 ...; n;
18; 20, 4
n 0,713,6
n981~ 10 ...
0,00922
3
2
1
En este tipo de clasificacin, originalmente propuesta por E. Segre, se representan los nu-cleidos conocidos (emisores artificiales, naturales o ncleos estables) en un sistema deejes en el cual Z, nmero atmico, corresponde a las ordenadas y N = A - Z, nmero deneutrones, a las abscisas.
Los istopos son nucleidos con el mismo nmero de protones y se encuentran ubicados hori-zontalmente uno al lado del otro.
Los istonos son nucleidos con el mismo nmero de neutrones y se encuentran ubicadosverticalmente uno encima del otro.
Los isbaros son nucleidos con el mismo nmero de nucleones, A = N + Z, y se encuentranubicados sobre una diagonal de pendiente negativa.
En la Figura 4 se muestran esquemticamente los aspectos mencionados.
Figura 4. Esquema de la tabla de nucleidos
Cada nucleido ocupa un cuadrado cuyo color identifica sus propiedades. Para cada nucleidose indica el smbolo, el nmero msico y la abundancia del mismo, si fuese estable. Tam-bin figuran, el perodo de semidesintegracin, el tipo o tipos de decaimiento radiactivo y laenerga de la radiacin emitida. Los elementos estables ocupan una estrecha franja indica-da habitualmente con un grisado caracterstico.
En las Figuras 5 y 6 se pueden observar algunos detalles ms especficos de la tabla de nu-cleidos.
pgina 6 Captulo 1 - Fuentes de radiacin ionizante
Z
N
ISBAROS
ISTONOS
ISTOPOS
49
48
47
45
44
43
74
60 62 64 66 68 70
72
Figura 5. Tipos de desintegracin: colores y smbolos
Fuentes de radiacin ionizante - Captulo 1 pgina 7
sf p
+
-
l
sf
Nucleidos estables
Radionucleidos primordiales, esto es, los producidos durantela formacin de la materia terrestre y presentes en ella hastael presente.
Los datos de la columna izquierda se refieren al estadometaestable y los de la derecha al estado fundamental.l: indica fotones emitidos en la transicin al estadofundamental.
Indica que la asignacin de datos de desintegracin alestado metaestable o al estado fundamental es dudosa.
Los ismeros de perodos cortos que se desintegranexclusivamente por fisin espontnea, se indican medianteun rectngulo vertical verde.
+ : Desintegracin +
: Captura electrnica
- : Desintegracin - : Desintegracin Sf : Fisin espontnea
: Desintegracin pp
Figura 6. Clasificacin de los smbolos y datos
pgina 8 Captulo 1 - Fuentes de radiacin ionizante
Cd112,41
2450
Te 12618,95
0,135 + 0,90
Se 77
42
7,617,5s
I 162
Tm 170128,6 d
1,0...
84...e ,_ 92
Sr 8567,7m 64,9d
151......
I 232 ...;+
5,378...
g
sf
988; 889...
12C=12
ELEMENTOS
Smbolo del elemento
Peso atmico estndar basado en
Seccin eficaz de absorcin para neutrones trmicos (b)
NUCLEIDOS ESTABLES
Smbolo del elemento y nmero de nucleones
Abundancia isotpica en el elemento natural expresada en por ciento atmico
Secciones eficaces de los procesos (n, ) para la formacin del127m Te y del Te con neutrones trmicos (b)127g
Smbolos del elemento y nmeros de nucleonesLado izquierdo: perodo de semidesintegracin del estado metaestable energa
del fotn emitido durante la transicin isomtrica en keV
Lado derecho: abundancia isotpica en el elemento natural en por ciento atmico;seccin eficaz (n, ) para neutrones trmicos (b)
Smbolo del elemento y nmero de nucleones
Perodos
Ambos estados se desintegran por captura electrnica, pero el estado metaestable
tambin pasa parcialmente al estado fundamental
5%
FUENTES NATURALES
La humanidad ha evolucionado en un ambiente naturalmente radiactivo. La Tierra es bom-bardeada por rayos csmicos del espacio y toda la materia contiene algunos rastros de sus-tancias radiactivas.
Las personas estn expuestas a la radiacin externa, suma de la radiacin csmica y de laradiacin emitida por los radionucleidos naturales existentes en la corteza terrrestre, y a lairradiacin interna, debida a aquellos radionucleidos naturales incorporados a los alimentos,a las bebidas y presentes en el aire inhalado.
La dosis media anual debida a todas estas fuentes combinadas es alrededor de 2,4 mSv1,con grandes variaciones alrededor de ese valor.
RADIACIN CSMICA
La radiacin csmica que llega a las capas superiores de la atmsfera de la Tierra provienede ms all del sistema solar e incluso de ms all de nuestra galaxia; solo una fraccin pe-quea proviene del sol.
Consiste, principalmente en: protones, partculas alfa, ncleos pesados, electrones y radia-cin gamma, con un amplio rango de distribucin energtica.
La radiacin csmica primaria es alterada sustancialmente en su pasaje a travs de la at-msfera, donde la mayor parte de la misma es absorbida antes de que llegue a nivel delmar. Consecuentemente, la altura sobre nivel del mar es el factor principal que influye enlas dosis recibidas en las personas por radiacin csmica.
La dosis media que reciben las personas, a nivel del mar, por radiacin csmica, es aproxi-madamente 0,4 mSv1 en un ao.
RADIACIN TERRESTRE
El hombre est expuesto a irradiacin externa proveniente de radionucleidos naturales con-tenidos en suelos y rocas, principalmente potasio 40, rubidio 87 y dos series de elementosradiactivos provenientes de la desintegracin del uranio 238 y del torio 232. Los niveles deradiacin terrestre dependen de la geologa local, del contenido de humedad y de otras con-diciones atmosfricas.
La dosis media que las personas reciben por radiacin terrestre es aproximadamente 0,5 mSv1
en un ao, pero, hay grandes variaciones alrededor de este promedio; muchas personas re-ciben diez veces ms, y algunas personas que, viviendo en zonas con ciertos tipos de are-nas, reciben hasta cien veces el valor promedio.
Fuentes de radiacin ionizante - Captulo 1 pgina 9
1 Vease definicin de dosis equivalente en el captulo 2.
Debido a las fuentes radiactivas naturales que se encuentran en el aire que respiramos, enel agua que bebemos y en los alimentos que ingerimos, el hombre es irradiado internamen-te. Esta dosis interna proviene, casi totalmente, del potasio 40 y del radn 222 y 220 y desus productos de decaimiento.
El potasio es un componente esencial de todas las clulas. Un hombre adulto tiene en sucuerpo alrededor de 100 gramos de potasio, de los que aproximadamente 16 miligramoscorresponden al potasio 40. La dosis promedio recibida por esta fuente de radiacin esaproximadamente 0,2 mSv al ao, y vara poco de persona a persona.
El radn 222 y sus productos de decaimiento, as como en menor magnitud el radn 220 ysus productos de decaimiento, son las fuentes ms importantes de exposicin a la radia-cin para la mayora de las personas. Provienen del decaimiento del uranio y del torio en lacorteza terrestre. Estos gases son emanados de la tierra, a una tasa que depende de dife-rentes factores tales como: la geologa y la condicin del suelo, la cobertura vegetal, etc. Alaire libre, se dispersan rpidamente y sus concentraciones, y las dosis resultantes cuandose inhalan, son bajas. Sin embargo, cuando ellos penetran en un edificio, por ejemplo filtrn-dose a travs del suelo, por antiguas caeras de agua y desage, o son emitidos por los ra-dionucleidos naturales contenidos en los materiales de construccin de pisos y paredes, lasconcentraciones suben, a menos que el edificio est muy bien ventilado. Los radones sonqumicamente inertes y slo ligeramente radiactivos, dando dosis directas muy pequeas.Sin embargo, sus productos de decaimiento radiactivos (principalmente el polonio, bismutoe istopos del plomo) son radiactivos, y se pegan a las partculas de polvo y gotas de agua.stas pueden inhalarse y depositarse en la superficie del pulmn el cual, por consiguiente,es irradiado. Un espectro muy amplio de dosis derivan de esta fuente, dependiendo de lageologa local, los materiales y mtodos de construccin, y de la ventilacin de los edificios.La dosis promedio recibida debido a esta fuente de radiacin es 1,3 mSv2 en un ao, perolas exposiciones pueden llegar hasta cien veces el valor promedio, y en algunos casos rarosy extremos, como por ejemplo, algunas casas construidas en terrenos de escombreras deantiguas minas de uranio, la dosis recibida puede ser ms de mil veces el valor promedio.
FUENTES ARTIFICIALES
Los usos de la radiacin y de los materiales radiactivos se han extendido enormemente, enparticular desde el descubrimiento y desarrollo de la fisin nuclear y la disponibilidad de unaextensa variedad de radionucleidos artificiales. Muchas personas se han beneficiado deuna u otra manera, con las aplicaciones de las fuentes artificiales de radiacin, como porejemplo, con los usos mdicos, la produccin de energa elctrica, la industria manufactu-rera, el control en la agricultura. Pero todas estas aplicaciones producen exposiciones a laradiacin.
pgina 10 Captulo 1 - Fuentes de radiacin ionizante
2 Vase definicin de dosis equivalente en el captulo 2.
APLICACIONES DE LAS RADIACIONES
CONSERVACIN DE ALIMENTOS
Irradiando papas y cebollas con radiacin gamma, que generalmente proviene de una fuen-te de cobalto 60, se inhibe la formacin de brotes durante su almacenamiento. El brote seproduce a expensas de los nutrientes en los tubrculos y los bulbos, causando una progresi-va disminucin de peso y calidad hasta hacerlas ineptas para el consumo.
La irradiacin de bulbos y tubrculos comestibles con radiacin gamma evita el brote
El tratamiento con dosis de 80 a 130 Gy de radiacin gamma llega a inhibir total y definitiva-mente el brote, ya que las clulas germinales pierden su capacidad de reproduccin debidoa que la radiacin perturba el metabolismo de los cidos nucleicos.
INVESTIGACIN AGRCOLA
Mediante la tcnica de autorradiografiado es posible estudiar la forma en que se distribuyenlos fertilizantes en las plantas. Se emplean fertilizantes que poseen en su composicin unradionucleido como, por ejemplo, fosfatos conteniendo fsforo 32 (emisor de radiacinbeta).
CONTROL DE PLAGAS
Si se irradian semillas antes de ser sembradas se pueden inducir mutaciones, algunas delas cuales son de inters agrcola por poseer un gran rendimiento y alta resistencia a los in-sectos nocivos.
Existe una tcnica para la eliminacin de insectos nocivos que se denomina mtodo de lasuelta de machos estriles. Primero se cran en el laboratorio grandes cantidades de mos-cas y se los expone a una dosis no letal de radiacin que es suficiente para volver estriles alos machos. Luego se sueltan en el campo, donde su apareamiento con los insectos silves-tres resulta improductivo. Cuando se extingue la generacin procreadora, slo quedan losdescendientes de las copulaciones entre insectos silvestres.
Fuentes de radiacin ionizante - Captulo 1 pgina 11
papa normal papa irradiada
Si se repite la suelta en masa de machos estriles, llegar un momento en que los insectossilvestres sern tan escasos que no podrn encontrar parejas fecundas. De esta forma, sepuede eliminar de una zona la plaga en cuestin. El xito de este procedimiento se debe aque las hembras son copuladas una sola vez.
Esta tcnica se emple para combatir a las larvas que viven en las llagas y heridas de losanimales de sangre caliente (como el ganado vacuno). Tambin se combaten en esta formaa la mosca de la fruta del Mediterrneo y a la polilla de la manzana.
La irradiacin de granos, como el trigo y el arroz, con radiacin gamma, permite eliminarinsectos de los mismos. La dosis de radiacin empleada est comprendida entre 100 y1000 Gy.
Irradiando alimentos se logra el control de insectos, como los gorgojos, y de parsitos encarnes y verduras. Con dosis muy elevadas se consigue la eliminacin de bacterias, descar-tndose de esta forma el peligro de intoxicacin debido a la contaminacin bacteriana.
MEDICINA
Empleando radiacin gamma se esterilizan gasas, jeringas y material quirrgico. Las dosisempleadas son elevadsimas y estn comprendidas entre 25 000 y 32 000 Gy. En general,cuanto ms primitivo es el organismo a eliminar con el empleo de radiacin, mayor es la do-sis que se necesita.
DIAGNSTICO DE ENFERMEDADES
La glndula tiroides absorbe el yodo que se ingiere con los alimentos. Para el estudio deesta glndula se administra al paciente uno de los istopos radiactivos del yodo. La radia-cin que emite, una vez fijado en la glndula tiroides, es detectada por un equipo que repro-duce la imagen de la misma. Esta tcnica se denomina centellografa y la imagen obtenida,centellograma. Empleando otros radionucleidos es posible detectar lesiones y tumores endistintos rganos.
Centellograma(relacin pulmn/corazn)
pgina 12 Captulo 1 - Fuentes de radiacin ionizante
Centellograma de todo el cuerpo
TRATAMIENTO
Tambin se emplea radiacin para destruir clulas cancerosas, ya sea insertando agujas deun material radiactivo en la zona afectada o bien irradiando con radiacin x gamma prove-niente de aceleradores de partculas o fuentes de cobalto 60.
Equipo deradioterapia
Fuentes de radiacin ionizante - Captulo 1 pgina 13
INDUSTRIA
La capacidad que posee la radiacin gamma de atravesar metales se aprovecha para obte-ner radiografas de los mismos, que reciben el nombre de gammagrafas. De esta forma sepueden detectar imperfecciones en piezas metlicas, principalmente en las soldaduras.
Los equipos de gammagrafa tienen ciertas ventajas sobre los equipos de rayos x conven-cionales, ya que son porttiles y no necesitan una fuente exterior de energa.
El espesor de productos que se fabrican en pelculas o lminas en forma continua puede sermedido empleando radiacin. El equipo consiste en una fuente emisora que se coloca porencima del material cuyo espesor se quiere controlar. Un detector situado debajo indica laintensidad de la radiacin que atraviesa el material, que decrece si aumenta el espesor.
Se puede controlar el nivel del lquido contenido en un tanque o un equipo empleando radia-cin gamma, de forma tal que cuando llega a la altura a que est colocada la fuente se pro-duce una fuerte disminucin de la intensidad de la radiacin en el otro extremo delrecipiente.
Muchas reacciones qumicas se producen en presencia de radiacin. Un ejemplo es la reac-cin por la cual se endurece la resina polister con la que se impregnan maderas blandas, alas que se les confieren mejores caractersticas como ser resistencia al agua y a la abra-sin. En la polimerizacin del polietileno se obtiene un producto de mayor resistencia mec-nica a altas temperaturas cuando se realiza en presencia de radiacin.
En la industria textil y en las que se fabrican pelculas plsticas, se emplean radionucleidosque emiten radiacin alfa, como el polonio 210, para neutralizar la electricidad esttica queadquieren por rozamiento. De esta forma se evitan riesgos de incendios originados por chis-pas producidas entre el material cargado elctricamente y las partes metlicas de la maqui-naria.
Se pueden realizar estudios de la lubricacin y desgaste de las partes mviles de maquina-rias empleando un istopo radiactivo de un metal, como el hierro 59. Al desgastarse la piezacon el uso pasa parte del material radiactivo al lubricante, donde es detectado. Por esta tc-nica se puede estudiar el desgaste de un pistn en un motor.
ARQUEOLOGA Y PALEONTOLOGA
Todos los seres vivos, ya sean animales o plantas, contienen carbono. Un porcentaje muypequeo de ese carbono es radiactivo (carbono 14).
El carbono 14 se genera continuamente en la alta atmsfera por reaccin de los ncleos denitrgeno 14 con neutrones provenientes de los rayos csmicos.
pgina 14 Captulo 1 - Fuentes de radiacin ionizante
El carbono 14 se transforma luego en dixido de carbono radiactivo y en esta forma es asi-milado por los vegetales que contienen clorofila mediante la fotosntesis. Al alimentarse losanimales herbvoros incorporan carbono 14 proveniente de las plantas.
Cuando el animal o la planta mueren, dejan de incorporar CO2; el contenido de carbono 14disminuye con el tiempo, ya que al emitir una radiacin beta negativa se convierte en nitr-geno 14, que es estable.
Algo similar ocurre con la argamasa ya que cuando termina de fraguar deja de incorporarCO2.
Cada 5730 aos, el contenido de carbono 14 se reduce a la mitad del valor inicial ya que esees su perodo de semidesintegracin. Por lo tanto, midiendo la actividad del carbono 14 pre-sente en los restos de animales, plantas u objetos confeccionados por el hombre hace mi-les de aos, es posible conocer su contenido, que, comparado con el total de carbono,permite determinar su antigedad.
Por este mtodo es posible determinar edades de hasta 50 000 aos. Otros mtodos basa-dos en relaciones isotpicas permiten estimar edades de hasta centenares de millones deaos.
HIDROLOGA
El movimiento de las corrientes de aguas subterrneas se puede rastrear agregando a lasmismas un radionucleido. Esto permite descubrir depsitos subterrneos de agua que pue-den utilizarse en el riego.
Otra aplicacin la constituye el estudio del movimiento de los sedimentos en los lechos delos ros y en las costas marinas. Determinaciones de este tipo se han hecho en el Ro de laPlata y en el puerto de Mar del Plata, en relacin con los trabajos de dragado.
INVESTIGACIN BIOLGICA
Como se mencion al tratar las aplicaciones en alimentos, los radionucleidos permiten es-tudiar la velocidad de absorcin y distribucin de sustancias nutrientes en las plantas.
Una de las aplicaciones ms importantes en esta ciencia permiti estudiar en 1948 el me-canismo de la fotosntesis, empleando dixido de carbono conteniendo carbono 14.
Tambin se estudian con radionucleidos los ciclos vitales, migracin y hbitos alimentariosde insectos, peces y otros animales.
Fuentes de radiacin ionizante - Captulo 1 pgina 15
PRODUCCIN DE ENERGA ELCTRICA
La produccin de energa elctrica a partir de combustible nuclear en una central nuclear esuna importante aplicacin de las radiaciones ionizantes. Existen en la Argentina dos centra-les nucleares en funcionamiento denominadas central nuclear Atucha I (CNA I), en la locali-dad de Lima, provincia de Buenos Aires y la central nuclear Embalse (CNE), sita en Embalse,provincia de Crdoba. Una tercera central, vecina a la CNA I, se halla actualmente en etapade construccin.
La generacin de electricidad en centrales nucleares es una de las etapas del ciclo de com-bustible nuclear. Este ciclo comprende la minera y procesado del uranio, la fabricacin deelementos combustibles para reactores, la operacin misma de las centrales elctricas, yel transporte, tratamiento y la gestion de los productos de residuos radiactivos.
DOSIS MEDIA ANUAL
En la Figura 7 pueden observarse las diferentes contribuciones a la dosis efectiva mediaanual debida a fuentes naturales y artificiales de radiacin.
Figura 7. Dosis efectiva media anual (mSv)
BIBLIOGRAFA
ATTIX, F.H. Introduction to Radiological Physics and Radiation Dosimetry. New York, J. Wi-ley, 1986.
CEMBER, H. Introduction to Health Physics. 3. ed. New York, McGraw Hill, 1996.
NATIONAL RADIOLOGICAL PROTECTION BOARD. Living with Radiation. 5.ed. London,NRPB, 1999.
pgina 16 Captulo 1 - Fuentes de radiacin ionizante
Fuentes naturales
Precipitacin radiactiva
Aplicaciones mdicas
Generacin nucleoelctrica
2,4
0,01
0,4
0,001
SOCIEDAD ARGENTINA DE RADIOPROTECCIN. Radiacin. Dosis, Efectos, Riesgos. Bole-tn de la Sociedad Argentina de Radioproteccin. No. Extraordinario. Buenos Aires, SAR,1989.
UNITED NATIONS SCIENTIFIC COMMITTEE ON THE EFFECTS OF ATOMIC RADIATION.UNSCEAR 1988 Report to the General Assembly, with annexes. Sources, Effects and Risksof Ionizing Radiation. New York, United Nations, 1988.
UNITED NATIONS SCIENTIFIC COMMITTEE ON THE EFFECTS OF ATOMIC RADIATION.UNSCEAR 1993 Report to the General Assembly with Scientific Annexes. Sources andEffects of Ionizing Radiation. New York, United Nations, 1993.
Fuentes de radiacin ionizante - Captulo 1 pgina 17
Silvia AlvarezVolver
MAGNITUDES DOSIMTRICAS
La definicin precisa de conceptos y magnitudes utilizadas para cuantificar la exposicin a las
radiaciones ionizantes es esencial para evaluar los efectos de dicha exposicin.
Por esta razn, durante la realizacin del primer Congreso Internacional de Radiologa (Lon-
dres 1925) se cre la ahora denominada Comisin Internacional de Mediciones y Unidades
de Radiacin (ICRU, sigla en ingls) cuya funcin ha sido definir unidades y magnitudes de
radiacin. Sus primeras recomendaciones datan del ao 1927, oportunidad en que define
una unidad para la cantidad de rayos x basada en la ionizacin del aire, el roentgen.
Para la radioproteccin, otro organismo internacional conocido actualmente como la Comi-
sin Internacional de Proteccin Radiolgica (ICRP, sigla en ingls) y creada en ocasin del
segundo Congreso Internacional de Radiologa (Estocolmo 1928) trabaja en estrecha rela-
cin con el ICRU.
El contenido de este captulo y el siguiente se basa en las recomendaciones de ambas co-
misiones (ICRU e ICRP).
A continuacin se especifican algunos trminos que sern utilizados en las definiciones de
las magnitudes dosimtricas bsicas.
IONIZACIN
Proceso mediante el cual uno o ms electrones son liberados de tomos, molculas o cual-
quier otro estado ligado en que se encuentren. Si la energa impartida al electrn no es sufi-
ciente para arrancarlo del tomo, pero alcanza para que adquiera un estado de mayor
energa, se dice que se ha producido un proceso de excitacin.
RADIACIN IONIZANTE
Partculas, con o sin carga elctrica, capaces de causar ionizacin y excitacin en los to-
mos de cualquier medio que atraviesan.
RADIACIN DIRECTAMENTE IONIZANTE
Est constituida por partculas cargadas elctricamente tales como electrones, protones,
deuterones y partculas alfa.
RADIACIN INDIRECTAMENTE IONIZANTE
Est constituida por partculas sin carga elctrica, tpicamente fotones y neutrones.
Magnitudes dosimtricas - Captulo 2 pgina 19
captulo
2
Silvia AlvarezVolver
INTERACCIN
Proceso en el cual la energa o la direccin de la trayectoria de la partcula incidente, es alte-
rada. La interaccin puede ser seguida de la emisin de una o varias partculas secundarias.
EVENTO DE DEPOSICIN DE ENERGA
Evento en el cual una partcula ionizante o el grupo de partculas ionizantes asociadas (se-
cundarias a ella), imparten energa en un volumen dado de materia.
PUNTO DE INTERS
Es el volumen elemental de material expuesto a la radiacin en el que se mide una dada
magnitud.
MAGNITUDES DOSIMTRICAS BSICAS
En la tabla siguiente se describen las magnitudes fsicas que caracterizan un campo de
radiacin:
Definicin Smbolo Unidad Expresin
Flujo de partculasEs el cociente de dN por dt, donde dN es el incremento delnmero de partculas en el intervalo de tiempo dt.
N
s-1 NdN
dt
Fluencia de partculasEs el cociente dN por da, donde dN es el nmero de
partculas incidentes sobre una esfera cuya seccin
transversal tiene un rea elemental da.*
m-2 dN
da
Tasa de fluencia de partculasEs el cociente de d por dt, donde d es el incremento de
partculas en un intervalo de tiempo dt.
m-2 . s-1
d
dt
d N
da dt
2
.
Flujo de energaEs el cociente de dR por dt, donde dR es el incremento de la
energa radiante en un tiempo dt.R
J.s-1 = W RdR
dt
Fluencia de energaEs el cociente de dR por da, donde dR es el incremento de la
energa radiante incidente sobre una esfera cuya seccin
transversal tiene un rea elemental da.
J.m-2 dR
da
Tasa de fluencia de energaEs el cociente de d por dt, donde d es el incremento de
la fluencia de energa en el intervalo de tiempo dt.
J.m-2. s-1 = W.m-2
d
dt
d R
da dt
2
.
*Nota: El rea da debe ser perpendicular a cada direccin de la radiacin; para asegurar esta condicin se considera que la radia-
cin incide sobre una esfera de volumen elemental cuya seccin transversal es da, la que puede adoptar cualquier orientacin.
pgina 20 Captulo 2 - Magnitudes dosimtricas
ENERGA IMPARTIDA
Los eventos de deposicin de energa son de carcter discreto y su ocurrencia en un puntode la materia irradiada responde a una descripcin probabilstica para los diferentes modosposibles de interaccin. La correlacin entre la energa de radiacin que es recibida por lamateria expuesta y el efecto observado se obtiene como un balance entre la energa trans-portada por las partculas que ingresan y las que egresan de esa masa incluyendo los cam-bios producidos en la masa en reposo.
La energa impartida por la radiacin ionizante a la materia contenida en un volumen dado
se define como:
Unidad: joule (J)
donde,
in , es la suma de las energas, excluyendo energas de masas en reposo, de todas las
partculas directa o indirectamente ionizantes que hayan entrado al volumen considerado.
out , es la suma de las energas, excluyendo energas de masas en reposo, de todas las par-
tculas directa o indirectamente ionizantes que hayan abandonado el volumen considerado.
Q
, es la suma de las energas equivalentes a las masas en reposo generadas o destrui-
das durante las transformaciones de ncleos y de partculas elementales que hayan ocurri-
do dentro del volumen considerado.
Las magnitudes asociadas con la deposicin de energa que las radiaciones ionizantes en-
tregan al atravesar un medio material, se describen en la siguiente tabla:
Definicin Smbolo Unidad Expresin
Energa impartida especficaSe define como el cociente entre la energa impartida y la
masa irradiada, contenida en el volumen considerado.
z J.kg-1 zm
Dosis absorbidaEs el cociente entre d y dm, donde d es la energa
impartida media por la radiacin ionizante a una masa dm de
materia.
D J.kg-1 gray (Gy) Dd
dm
Tasa de dosis absorbidaLa tasa de dosis es el cociente entre dD y dt, donde dD es el
incremento de la dosis absorbida en el intervalo de tiempo dt.D
J.kg-1.s-1 o Gy.s-1 DdD
dt
KermaEs el cociente entre dEtr y dm, donde dEtr es la suma de las
energas cinticas iniciales de todas las partculas ionizantes
cargadas, liberadas por partculas ionizantes sin carga en la
masa dm.
K J.kg-1 KdE
dm
tr
Tasa de kermaEs el cociente entre dK y dt, donde dK es el incremento de
kerma producido en el intervalo dt.K
J.kg-1.s-1 o Gy. s-1 KdK
dt
Magnitudes dosimtricas - Captulo 2 pgina 21
in out Q
Definicin Smbolo Unidad Expresin
Transferencia lineal de energaLa transferencia lineal de energa L
, tambin llamada poder
frenador lineal restringido, de un material para partculas
cargadas es el cociente entre dE y dl, donde dE es la energa
perdida por la partcula cargada al atravesar una distancia dl,
debido a todas las colisiones con electrones cuya prdida de
energa es menor o igual que .
Cuando no se pone restriccin al intervalo de energa se
habla de transferencia lineal de energa no restringida. En ese
caso, se tiene L L
.
L
J.m -1 o keV m. 1 LdE
dl
EXPOSICIN
La magnitud exposicin X, se define como el cociente:
Unidad: C.kg-1
donde dQ es el valor absoluto de la carga total de los iones de un signo producidos en airecuando todos los electrones liberados por fotones, en un volumen elemental de aire cuyamasa es dm, son completamente frenados en aire. La carga se mide en coulomb (C).
La unidad prctica adoptada originalmente para esta magnitud, posee el nombre especialde roentgen (R), con una equivalencia: 1 R = 2,58 10-4 C.kg-1. En la actualidad se recomien-da abandonar el uso la magnitud exposicin empleando, en su lugar, la magnitud kerma enaire y su correspondiente unidad, el Gy.
FACTOR DE CALIDAD DE LA RADIACIN, Q
El factor de calidad Q es un coeficiente adimensional definido en funcin de la transferencialineal de energa no restringida L
en agua. La relacin funcional Q(L) propuesta por la publi-
cacin 60 del ICRP, se muestra en la Tabla 1.
Las radiaciones x y se consideran radiaciones de baja L (en la prctica suele decirse de
baja LET). Por su parte, las partculas , los ncleos atmicos y los neutrones son radiacio-nes de alta L o, equivalentemente, de alta LET.
Tabla 1. Relacin funcional Q(L)
L (keV/m) en agua Q(L)
< 10 1
10 a 100 0,32L - 2,2
> 100 300/ L
La dosis absorbida multiplicada por dicho factor se denomina equivalente de dosis, confor-me a la publicacin 60 del ICRP y se utiliza solamente con fines de calibracin.
pgina 22 Captulo 2 - Magnitudes dosimtricas
XdQ
dm
MAGNITUDES UTILIZADAS EN PROTECCIN RADIOLGICA
Antes de introducir los conceptos de dosis equivalente y dosis efectiva veamos brevemen-
te que tipos de efectos biolgicos producen las radiaciones.
La radiacin puede afectar al organismo humano daando o destruyendo clulas. Dosis
grandes de radiacin pueden destruir muchas clulas produciendo irritacin superficial,
quemaduras, otros daos serios o aun, la muerte. Estos efectos, conocidos como determi-
nistas, no se manifiestan, en general, a dosis menores de 1Gy.
Si la radiacin daa al ADN de una clula, es posible que durante la reproduccin de la mis-
ma se manifiesten anomalas que puedan iniciar el desarrollo de un cncer. Los efectos de-
bidos al dao causado a las clulas de ovarios o testculos slo se pondran de manifiesto en
la progenie del individuo expuesto. A mayor dosis, es ms probable que el dao pueda origi-
nar un cncer o un defecto gentico. Estos efectos se denominan estocsticos ya que la
probabilidad del dao, no su gravedad, aumenta con la dosis.
Estos conceptos aplicarn en algunas de las magnitudes definidas a continuacin.
DOSIS ABSORBIDA EN UN RGANO, DT
La dosis absorbida est definida de forma tal que se puede especificar en un punto determi-
nado del cuerpo. Sin embargo, con fines de proteccin
radiolgica, resulta conveniente definir la dosis media
en un rgano o tejido a travs del cociente,
donde T es la energa total impartida a un tejido u r-
gano de masa mT . La masa mT puede variar desde me-
nos de 10 g como en el caso de ovarios hasta ms de 70 kg para todo el cuerpo.
Unidad: J.kg-1 = Gy
FACTORES DE PONDERACIN DE LA RADIACIN, WR
Con el fin de evaluar los efectos biolgicos de una determinada radiacin, la dosis absorbida
en un rgano resulta insuficiente debido, principalmente, a que no tiene en cuenta la distri-
bucin de energa en el rgano considerado. Diferentes factores han sido utilizados histri-
camente para cuantificar dicho fenmeno, en particular la eficiencia biolgica relativa y el
factor de calidad de la radiacin.
En este mismo sentido, desde 1990 se utilizan con fines de proteccin radilogica, los fac-
tores de ponderacin de la radiacin wR. Estos factores dependen del tipo y energa del
campo de radiacin incidente sobre la persona expuesta o del radioistopo depositado in-
ternamente.
En la Tabla 2 se muestran los valores para los factores de ponderacin de la radiacin wRpara distintos tipos de radiaciones, recomendados en la publicacin ICRP 60.
Magnitudes dosimtricas - Captulo 2 pgina 23
DmT
T
T
Tabla 2. Factores de ponderacin de la radiacin, wR
Tipo de radiacin wR
Fotones de todas las energas 1
Electrones y muones, todas las energas 1
Neutrones con energas,100 keV a 2 MeV>2 MeV a 20 MeV>20 MeV
51020105
Protones, salvo los de retroceso, de energas mayores que 2 MeV 5
Partculas alfa, fragmentos de fisin y ncleos pesados 20
DOSIS EQUIVALENTE EN UN RGANO O TEJIDO, HT
En proteccin radiolgica interesa ponderar la dosis absorbida en un rgano mediante la ca-
lidad de la radiacin incidente. A tal efecto se define la dosis equivalente media en un rga-
no o tejido T como el producto entre la dosis absorbida media en el rgano o tejido T y el
factor de ponderacin de la radiacin,
Unidad: J.kg-1
La unidad de la magnitud dosis equivalente recibe el
nombre de sievert (Sv).
Para el caso de campos de radiacin compuestos por diferentes tipos de partculas y ener-
gas, la expresin ms general de la dosis equivalente
en un rgano HT es,
FACTOR DE PONDERACIN DE LOS TEJIDOS U RGANOS, wT
Se ha observado que la relacin existente entre la probabilidad de aparicin de efectos
estocsticos y la dosis equivalente depende tambin del rgano o tejido irradiado. Resul-
ta por tanto apropiado definir otra magnitud, derivada de la dosis equivalente, para expre-
sar el efecto estocstico total debido a una combinacin arbitraria de las dosis recibidas
en los diferentes ganos y tejidos del cuerpo. El factor utilizado para ponderar la dosis
equivalente en un tejido u rgano se denomina factor de ponderacin del tejido, wT. Los
valores de wT, indicados en la Tabla 3, se han elegido de tal forma que una dosis equivalen-te uniforme en todo el cuerpo d lugar a una dosis efectiva numricamente igual a dicha
dosis uniforme. La suma de los factores de ponderacin de las distintos tejidos es, enton-
ces, igual a la unidad.
pgina 24 Captulo 2 - Magnitudes dosimtricas
H w DT R T R . ,
H w DT RR
T R ,
Tabla 3. Factores de ponderacin de los tejidos, wT
Tejido u rgano wT
GonadasMdula sea (roja)
ColonPulmn
EstmagoVejiga
MamasHgadoEsfagoTiroides
PielSuperficie sea
Resto
0,200,120,120,120,120,050,050,050,050,050,010,010,05
El resto est compuesto, a los efectos del clculo, de los tejidos u rganos adicionales si-guientes: glndulas suprarrenales, cerebro, intestino grueso superior, intestino delgado, ri-ones, msculo, pncreas, bazo, timo y tero.
DOSIS EFECTIVA, E
La dosis efectiva, E, es la suma de las dosis equivalen-tes ponderadas en todos los rganos y tejidos delcuerpo. Est dada por la siguiente expresin:
Unidad: J.kg-1 = Sv
donde HT es la dosis equivalente en el tejido u rgano T y wT es el factor de ponderacin para
el tejido T.
Notar que expresando HT en funcin de la dosis absor-
bida en el rgano T resulta:
En la expresin obtenida puede observarse la dependencia que presenta la dosis efectiva,tanto de los factores de ponderacin de la radiacin como de los factores de ponderacinde cada rgano T.
DOSIS EQUIVALENTE COMPROMETIDA EN UN RGANO O TEJIDO, HT()
La exposicin a un campo externo de radiacin tiene como resultado inmediato una deposi-cin de energa en cada rgano o tejido. Sin embargo, la irradiacin interna de un tejido cau-sada por la incorporacin de un dado radionucleido se extiende en el tiempo, producindoseel depsito de energa a medida que el nucleido decae en el interior del organismo. Para te-ner en cuenta este comportamiento se recomienda el uso de la dosis equivalente compro-metida, definida como la integral, en un dado perodo de tiempo, de la tasa de dosisequivalente en un determinado tejido que ser recibida por un individuo tras una incorpora-cin de material radiactivo.
Magnitudes dosimtricas - Captulo 2 pgina 25
E w HTT
T .
E w w DTT
RR
T R . . ,
La dosis equivalente comprometida se define, enton-
ces, mediante la siguiente expresin:
Unidad: J.kg-1 = Sv
La integral corresponde a una sola incorporacin al
tiempo to y donde, H T
es la tasa de dosis equivalente en un tejido u rgano T, al tiempo t,y
es el perodo de tiempo sobre el cual se efecta la integracin.
Cuando no est especificado, se toma igual a 50 aos para adultos y en el caso de nios,
se integra hasta la edad de 70 aos.
En la Figura 1 se esquematiza la relacin entre la dosis absorbida, la dosis equivalente y la do-sis efectiva.
Figura 1. Relacin entre las dosis en el cuerpo humano
DOSIS EFECTIVA COMPROMETIDA, E()
Si las dosis equivalentes comprometidas en cada tejido u rgano debidas a una dada incor-poracin se multiplican por los correspondientes fac-tores de ponderacin wT, y se suman dichosproductos, se obtiene la dosis efectiva comprometida,
Unidad: J.kg-1 = Sv
MAGNITUDES PARA GRUPOS DE INDIVIDUOS EXPUESTOS
DOSIS EQUIVALENTE COLECTIVA, ST
Esta magnitud expresa la exposicin total a la radia-cin de un rgano determinado T, en un grupo de indi-viduos y se define mediante la integral siguiente,
donde, (dN/dHT)dHT es el nmero de individuos que re-
ciben una dosis equivalente comprendida en el intervalo HT y HT + dHT.
pgina 26 Captulo 2 - Magnitudes dosimtricas
H H tT Tto
to( ).
dt
E w HTT
T( ) .
S HdN
dHdHT T
TT
0
RGANOSDosis
equivalente[Sv]
CUERPO ENTERODosis efectiva
[Sv]
Factores deponderacin
de la radiacinWR
Factores deponderacinde los tejidos
WT
FUENTEExterna oInterna
RGANOSDosis
absorbida[Gy]
Emisin
DT HT E
La forma discretizada de expresar esta magnitud es
mediante la sumatoria siguiente,
donde, Ni es el nmero de individuos en el subgrupo i-
simo de la poblacin, que reciben una dosis equiva-
lente media en el rgano T igual a H T i, .
Unidad: Sv.hombre
DOSIS EFECTIVA COLECTIVA, S
Si se desea dar una medida de la exposicin a la radia-
cin en una poblacin, se puede calcular la dosis efec-
tiva colectiva, mediante la siguiente expresin:
donde ahora (dN/dE)dE indica el nmero de individuos
expuestos por intervalo diferencial de dosis efectiva.
BIBLIOGRAFA
ATTIX, F.H. Introduction to Radiological Physics and Radiation Dosimetry. New York, J. Wi-ley, 1986.
INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION. Limits for Intakes of Ra-dionuclides by Workers. ICRP Publication 30. Part. Annals of the ICRP 4 N 3/4, 1980. Ox-ford, Pergamon, 1980.
INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION. 1990 Recommenda-tions of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 60. Ox-ford, Pergamon, 1990.
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INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIATION UNITS AND MEASUREMENTS. Funda-mental Quantities and Units for Ionizing Radiation. ICRU Report N 60. Bethesda, Maryland,USA, ICRU, 1998.
Magnitudes dosimtricas - Captulo 2 pgina 27
S EdN
dEdE
0
S H NT T ii
i , .
Silvia AlvarezVolver
DOSIMETRA EN RADIOPROTECCIN
Durante el desarrollo de una prctica con radiaciones ionizantes existen dos formas de ex-
posicin:
Irradiacin externa.
Contaminacin interna.
La irradiacin externa es caracterstica en el trabajo con fuentes encapsuladas y se d, porejemplo, en prcticas tales como el radiodiagnstico y la radioterapia.
La contaminacin interna es caracterstica en las prcticas que utilizan fuentes abiertas.Esta contaminacin con material radiactivo en el organismo puede tener lugar por distintasvas de entrada, tales como, la ingestin, la inhalacin o directamente a travs de la piel.Los trabajadores pertenecientes a la medicina nuclear estn expuestos a este tipo de ries-go y a la irradiacin externa.
Tanto la dosimetra de la irradiacin externa como la dosimetra de la contaminacin inter-na, con fines de proteccin radiolgica, tienen por objetivo final la determinacin de las do-sis equivalentes en diferentes rganos y tejidos del cuerpo humano y, principalmente, de ladosis efectiva.
Teniendo en cuenta que en la contaminacin interna deben considerarse mecanismos es-pecficos de incorporacin de radionucleidos al organismo, los procedimientos para evaluarlas dosis en el cuerpo, son diferentes a los empleados en la irradiacin externa. Por lo tanto,en las secciones siguientes se desarrollan, por separado, los mtodos dosimtricos em-pleados en cada una de las dos formas de exposicin mencionadas.
IRRADIACIN EXTERNA
Desde un punto de vista dosimtrico resulta necesario poder estimar, con fines de protec-cin radiolgica, la dosis efectiva que recibe un trabajador en un dado campo de radiacin.La evaluacin de la dosis efectiva requiere en principio el conocimiento detallado de la dosisequivalente media en varios rganos y/o tejidos del cuerpo. Dado que estas magnitudesson difciles de conocer e imposibles de medir durante las prcticas con radiaciones, es ne-cesario disponer de mtodos alternativos para su estimacin.
El problema de evaluar adecuadamente la dosis efectiva, E, tiene dos posibles soluciones:
A partir de magnitudes fsicas, tales como kerma en aire (Ka) o fluencia de energa ().
Dosimetra de la contaminacin interna - Captulo 3 pgina 29
captulo
3
Silvia AlvarezVolver
A partir de magnitudes operacionales de uso prctico en proteccin radiolgica de la
irradiacin externa (la dosis equivalente ambiental, H*(d) y la dosis equivalente personal,
Hp(d)), definidas en la publicacin ICRU 39.
Veamos a continuacin cada uno de estos mtodos.
ESTIMACIN DE LA DOSIS EFECTIVA A PARTIR DEL KERMA EN AIRE
Existen mtodos de clculo dosimtrico que permiten obtener las distribuciones de dosis
equivalente y la dosis efectiva en campos externos de rayos x y , para diferentes energas y
geometras de irradiacin.
En las publicaciones ICRP 51 e ICRP 74 es posible encontrar los resultados de dichos clcu-
los expresados como factores de conversin dosimtricos para irradiacin externa. Como
ejemplo, en la Figura 1 se puede observar el factor que expresa la relacin entre la dosisefectiva y el kerma en aire libre de receptor en campos externos de radiacin x y , para dis-
tintas geometras de irradiacin.
Figura 1. Relacin entre la dosis efectiva, E, y kerma en aire, en funcin de la energa de los fotones, para distintas geometrasde irradiacin
Las geometras de irradiacin estudiadas son:
A/P: el campo de irradiacin incide perpendicular al eje longitudinal del cuerpo, desde la
parte anterior hacia la posterior.
P/A: incidencia desde la parte posterior hacia la parte anterior del cuerpo.
LAT: el campo de radiacin incide lateralmente, en forma perpendicular al eje longitudi-
nal del cuerpo. Cuando es necesario, se especifica si es desde la derecha a la izquierda
pgina 30 Captulo 3 - Dosimetra de la contaminacin interna
0.01 0.1 10.0
0.2
0.4
0.6
0.8
1.0
1.2
1.4
1.6
1.8
2.0AP
PA
ILAT
ROT
ISO
E/Ka
(Sv/
Gy)
Energa de fotones (MeV)
(DLAT) o desde la izquierda a la derecha (ILAT); en caso de no existir diferencias signifi-
cativas entre las dosis absorbidas para ambas geometras, se trabaja con el promedio.
ROT: se define al rotar el cuerpo a una velocidad constante, en un haz unidireccional, per-
pendicular al eje longitudinal.
ISO: se define como un campo de radiacin en el que el nmero de partculas por unidad
de ngulo slido es independiente de la direccin.
Figura 2. Geometras de irradiacin
Las geometras de irradiacin
definidas son idealizaciones de
las situaciones prcticas. Por
ejemplo, las geometras A/P,
P/A y LAT son consideradas
como aproximaciones del cam-
po de radiacin producido por
fuentes nicas alejadas del tra-
bajador. La geometra ROT, es
una aproximacin de un caso
de irradiacin proveniente de
una fuente plana ampliamente
dispersada, mientras que la
geometra ISO es una aproxi-
macin para el caso de un
cuerpo inmerso en una nube
radiactiva. La Figura 2 esquema-tiza las geometras de irradia-
cin enumeradas.
Utilizando al factor de conver-sin representado en la Figura1 es posible a partir de una me-
dicin en aire libre y conociendo las caractersticas del campo de radiacin (energa y condi-cin geomtrica) estimar la dosis efectiva.
Ejemplos:
Supongamos que en un campo externo de radiacin proveniente de una fuente de cobalto60 se midi en un punto un valor de kerma en aire libre de 2 mGy.
a) Cul es la dosis efectiva recibida por una persona en ese lugar?
Suponiendo geometra A/P y energa de 1,2 MeV, entrando en la Figura 1, resulta un factorde conversin:
E
K
mSv
mGy 1
Dosimetra de la contaminacin interna - Captulo 3 pgina 31
Por lo tanto, E = 2 mSv
Repitamos la evaluacin pero ahora suponiendo un campo de rayos x monoenergtico de
100 keV y geometra A/P.
El factor de conversin obtenido de la Figura 1 resultaE
K
mSv
mGy 14,
Por lo tanto, E = 2,8 mSv.
b) Veamos ahora cmo determinar la dosis equivalente en tiroides en los mismos campos de radiacin anteriores.
El factor de conversin entre kerma en aire libre y dosis equivalente en tiroides se muestra
en la Figura 3.
Figura 3. Relacin entre la dosis equivalente en tiroides y el kerma en aire en funcin de la energa de los fotones, para distintasgeometras de irradiacin
Para E = 1,2 MeV
geometra A/P
H
K
mSv
mGyH mSvT
atiroides 125 2 50, ,
Ka = 2 mSv
Para E = 100 keV
geometra A/P
H
K
mSv
mGyH mSvT
atiroides 190 3 80, ,
Ka = 2 mSv
pgina 32 Captulo 3 - Dosimetra de la contaminacin interna
0.01 0.1 1
0.0
0.2
0.4
0.6
0.8
1.0
1.2
1.4
1.6
1.8
2.0AP
PA
ILAT
ROT
ISO
H/K
(Sv/
Gy)
Ta
Energa de fotones (MeV)
Tiroides
Notar que para una misma medicin de kerma en aire libre, la dosis efectiva y la dosis equi-
valente en tiroides para energa de rayos x de 100 keV son casi un 50% mayores que para
radiacin de cobalto 60. Se observa, adems, que la dosis en aire sola no es indicativa de
la dosis en el cuerpo.
Se muestran, complementariamente, en la Figura 4 los factores de conversin que permitentransformar la medicin en aire libre (kerma) en la dosis equivalente en diferenes tejidos ra-
diosensibles tales como piel, mamas, mdula sea roja, colon, pulmones y cristalino para
irradiacin A/P como funcin de la energa de la radiacin x incidente.
Figura 4. Dosis equivalente en diferentes rganos en funcin de la energa para geometra A/P
ESTIMACIN DE LA DOSIS EFECTIVA A PARTIR DE MAGNITUDES OPERACIONALES
Con el objeto de simplificar la metodologa anterior, y no porque necesariamente haya que
abandonarla, se han introducido magnitudes operacionales para la irradiacin externa que
permiten una estimacin rpida de las dosis en el cuerpo humano.
Las principales magnitudes de aplicacin introducidas en la publicacin 39 de ICRU y adop-
tadas en la norma AR 10.1.1. son la dosis equivalente ambiental y la dosis equivalente indi-
vidual.
Las magnitudes operacionales para dosimetra de rea o ambiental fueron definidas, para
radiacin x y , en un fantoma esfrico tejido equivalente indicado en la Figura 5.
Dosimetra de la contaminacin interna - Captulo 3 pgina 33
0.01 0.10 1.00 10.00
0.0
0.5
1.0
1.5
2.0
E/Ka
(Sv/
Gy)
Energa de fotones (MeV)
PIEL
MAMA
MDULA SEA ROJA
COLON
PULMN
CRISTALINO
Figura 5. Composicin de la esfera ICRU
Las magnitudes operacionales se definen en campos expandidos y alineados esquematiza-
dos en la Figura 6.
Campo expandido: los campos de radiacin en el punto de medicin se expanden con-
servando la fluencia y distribucin espectral y angular.
Campo alineado: los campos de radiacin en el punto de medicin son llevados a coinci-
dir en una determinada direccin, conservando la fluencia y la distribucin espectral.
Figura 6. Campos expandidos y alineados
pgina 34 Captulo 3 - Dosimetra de la contaminacin interna
11,1%C
2,6%N
10,1%H
76,2%O
30cm
EXPANDIDO Y ALINEADO
EXPANDIDO ALINEADO
Monitoraje de rea
En el monitoraje de rea se define la siguiente magnitud:
Dosis equivalente ambiental, H*(d)
Es la dosis equivalente que ser producida por el correspondiente campo alineado y expan-dido, a una profundidad d en el radio de la esfera ICRU. Esta magnitud es apropiada para ra-diacin fuertemente penetrante.
Figura 7. Relacin entre la dosis efectiva, E, y la dosis equivalente ambiental, H*(10), para fotones en distintas geometras deirradiacin
Se observa que la dosis equivalente ambiental H*(10) es mayor que la dosis efectiva en to-das las geometras de irradiacin presentadas en la Figura 7. Por lo tanto, si disponemos deun detector calibrado en unidades de dosis equivalente ambiental y lo empleamos en uncampo externo de radiacin x , el valor medido por dicho instrumento es un indicador(conservativo) de la dosis efectiva que recibira una persona en ese lugar.
El resultado anterior es un hecho importante e idealizado en el monitoraje de la irradiacinexterna: tener un instrumento cuya sola medicin aproxime el valor de la dosis efectiva enese lugar.
Dado que muy pocos laboratorios disponen de instrumentos calibrados en unidades de do-sis equivalente ambiental H*(10), est, por lo tanto, vigente la metodologa descrita en laseccin anterior: medir kerma en aire libre con instrumentos tradicionales y evaluar poste-riormente la dosis efectiva utilizando factores de conversin (vase Figura 1 y los ejemplosasociados a dicha figura).
Monitoraje individual
Para aplicacin en el monitoraje individual de la irradiacin externa del personal, se define lasiguiente magnitud:
Dosimetra de la contaminacin interna - Captulo 3 pgina 35
0.01 0.1 10.0
0.2
0.4
0.6
0.8
1.0
AP
PA
ILAT
ROT
ISO
E/
H*(
10)
(Sv/
Gy)
Energa de fotones (MeV)
Dosis equivalente individual, Hp(d)
Es la dosis equivalente en tejido muscular, a la profundidad apropiada d, bajo un punto es-pecificado en la superficie del cuerpo.
En todos los casos de aplicacin de las magnitudes de dosis equivalente ambiental e indivi-dual, se debe indicar la profundidad d en milmetros a que se la refiere. Para la piel y rganossuperficiales se recomienda d = 0,07 mm, para el cristalino d = 3 mm, mientras que pararganos y tejidos profundos y estimacin de la dosis efectiva, se adopta d = 10 mm.
En la Figura 8 se puede observar la relacin entre la dosis efectiva en un dado lugar y la dosisequivalente personal en ese mismo sitio, para radiacin x y , en diferentes geometras deirradiacin.
Figura 8. Relacin entre la dosis efectiva, E, y la dosis equivalente personal, Hp(10), para fotones en distintas geometras deirradiacin
Se observa que la dosis equivalente individual Hp(10) aproxima, en forma conservativa, a la
dosis efectiva que recibe una persona en el lugar, para radiacin x y en las geometras de
irradiacin presentadas en la Figura 8. Por lo tanto, calibrando adecuadamente dosmetros
individuales en unidades de Hp(10) se dispone de un detector cuya medicin nos permite
estimar dosis efectiva en los campos radiacin estudiados.
No obstante, se debe tener cuidado en no generalizar esta afirmacin a cualquier campo de
radiacin existente en la prctica. Por ejemplo, para una exposicin inhomognea la expre-
sin anterior no es vlida. En estos casos debe efectuarse un anlisis del lugar de trabajo y
determinar factores dosimtricos especficos para dicha prctica. Sin embargo muchas si-
tuaciones reales pueden aproximarse por alguna de las situaciones presentadas en la Figu-
ra 8. Para esos casos resulta aplicable que la dosis equivalente individual Hp(10) es un buen
estimador de la dosis efectiva que recibe una persona en el lugar de trabajo.
pgina 36 Captulo 3 - Dosimetra de la contaminacin interna
0.01 0.1 10.0
0.2
0.4
0.6
0.8
1.0
AP
PA
ILAT
ROT
ISO
E/
Hp(
10)
(Sv/
Sv)
Energa de fotones (MeV)
CONTAMINACIN INTERNA
Durante el desarrollo de prcticas en las que se trabaja con material radiactivo en forma defuentes abiertas, el personal involucrado est expuesto a posibles incorporaciones, esto es,a contaminarse internamente. El radionucleido incorporado se deposita en rganos y teji-dos, que se comportan como fuentes de irradiacin. La energa se entrega en el mismo r-gano de depsito, en el caso de radiacin alfa y beta, y tambin en el resto del cuerpo en elcaso de radiacin gamma.
Por las caractersticas mismas del proceso, la estimacin de las dosis debidas a la incorpo-racin de material radiactivo, tiene una metodologa propia diferente de la utilizada en elcaso de irradiacin externa. La diferencia reside en el hecho de que la fuente, al estar incor-porada al organismo, seguir irradiando los tejidos hasta que decaiga o sea eliminada delorganismo. Esto conduce al concepto de dosis integrada debida a contaminacin interna.Conceptualmente, este trmino indica la dosis total que se recibe durante un tiempo esta-blecido debida a una o varias incorporaciones de material radiactivo.
Una contaminacin interna comprende las sucesivas etapas que se detallan a continuacin:
Depsito a nivel de la va de entrada.
Transferencia del material incorporado hacia la sangre (absorcin).
Distribucin de la actividad incorporada en todo el organismo, en forma uniforme o lo-
calizada en ciertos rganos o tejidos.
Retencin en rganos o tejidos.
Excrecin.
VAS DE ENTRADA
Las posibles vas de entrada de un contaminante al organismo son:
INHALACIN
El material radiactivo incorporado por inhalacin se deposita, inicialmente, en los distintos
tramos del tracto respiratorio, donde se depura por transferencia a la sangre y hacia los
ganglios linfticos y tambin, por pasaje al tracto gastrointestinal.
Para describir el comportamiento del material radiactivo inhalado en el tracto respiratorio, la
Comisin Internacional de Proteccin Radiolgica (ICRP) propuso un modelo pulmonar, pre-
Dosimetra de la contaminacin interna - Captulo 3 pgina 37
Vas de entrada
Inhalacin Ingestin Absorcin a travs de la piel
sentado en la publicacin 30 de la ICRP, que se mantuvo vigente hasta el ao 1994. En ese
ao, fue reemplazado por otro modelo del tracto respiratorio, presentado en la publicacin
66 de la ICRP.
INGESTIN
Parte del material radiactivo incorporado por ingestin se transfiere hacia los lquidos extra-
celulares, particularmente, a nivel del intestino delgado. El resto es excretado por heces.
El pasaje por el tracto digestivo del material radiactivo incorporado est descripto en el mo-
delo para el tracto gastrointestinal de la publicacin 30 de la ICRP. Este modelo sigue an
vigente, y los cambios producidos ltimamente se refieren a la fraccin del material que,
desde el tracto digestivo, pasa a la sangre.
INCORPORACIN POR PIEL
La piel es, en general, una buena barrera para la incorporacin de material radiactivo. Sin
embargo deja de serlo cuando ha sufrido una lesin (herida o quemadura).
El material que ha atravesado la barrera cutnea puede ser transferido directamente a los l-
quidos extracelulares o bien ser retenido en los tejidos subcutneos y muscular y en los
ganglios linfticos locales.
MODELOS METABLICOS
Una vez que los radionucleidos han entrado al organismo por cualquiera de las posibles vas,
se distribuyen de acuerdo a las caractersticas fsico-qumicas de los compuestos y a sus
vas de entrada.
Para hallar la dependencia en el tiempo de la distribucin de los radionucleidos incorpora-
dos, esto es, encontrar las ecuaciones de retencin de los radionucleidos, se plantean mo-
delos biomatemticos que describen, en forma aproximada, los procesos reales. A causa
de la variabilidad biolgica, una descripcin matemtica de la distribucin del material ra-
diactivo en el organismo necesita la definicin del llamado hombre de referencia. Esto sig-
nifica fijar parmetros biolgicos que, si bien pueden no coincidir exactamente con los
reales de cada caso particular, sirven para los fines de proteccin radilogica y de referen-
cia para la evaluacin de casos individuales.
En general, los modelos metablicos planteados son del tipo compartimental con coeficien-
tes de transferencia constantes entre los diferentes compartimientos. Estos modelos me-
tablicos dan lugar a sistemas de ecuaciones diferenciales de primer orden con
coeficientes constantes, de cuya resolucin surgen las ecuaciones de retencin y de excre-
cin. Las ecuaciones de excrecin tienen particular importancia pues permiten estimar, en
algunos casos, la actividad incorporada de un determinado radionucleido a partir de medi-
ciones realizadas sobre excretas.
Para fines normativos, se usan los parmetros ya estimados para el hombre de referencia.
En evaluaciones dosimtricas particulares, puede ser necesario, segn sea la exactitud de-
seada en la evaluacin, fijar los parmetros para cada caso.
pgina 38 Captulo 3 - Dosimetra de la contaminacin interna
Los modelos propuestos para las vas de entrada pulmonar y a travs del tracto gastrointes-
tinal pueden ser utilizados para todos los radionucleidos. Luego de que el material radiactivo
pasa a sangre, lo que se denomina incorporacin sistmica, su distribucin y retencin en el
organismo se describe por modelos metablicos especficos para cada elemento incorpo-
rado.
En la Figura 9 se muestran las posibles vas de entrada y caminos metablicos a consideraren el anlisis de la contaminacin interna.
Figura 9. Vas de entrada y caminos metablicos
CLCULO DE LA DOSIS EQUIVALENTE EN UN RGANO
Una incorporacin de material radiactivo lleva a que ste se deposite en rganos o tejidos.
Cada uno de estos rganos o tejidos se comporta como una fuente de irradiacin para los
rganos o tejidos circundantes, y tambin para s mismos.
El rgano que irradia se denomina rgano fuente S, y cada uno de los rganos o tejidos irra-
diados se denominan blanco T.
Dosimetra de la contaminacin interna - Captulo 3 pgina 39
Remocin Extrnseca
Herida
Piel
Piel
Orina
Ndulos Linfticos Tracto Respiratorio
Compartimiento deTransferencia
Inhalacin Exhalacin
Hgado
Tracto
Gastr
oInt
estin
al
Ingestin
HecesRin
VejigaUrinaria
Otrosrganos
TejidoSubcutneo
AbsorcinSudor
Para cada tipo de radiacin (i), de un determinado radionucleido (j), localizado en un rgano
fuente S, la dosis equivalente integrada en 50 aos HT(50) en un rgano blanco depende de
dos factores: la actividad integrada y la energa especfica efectiva.
ACTIVIDAD INTEGRADA
La actividad integrada US es el nmero total de desintegraciones del nucleido j en el rganofuente S durante un intervalo de tiempo prefijado posterior a la incorporacin.
La actividad presente en un rgano o tejido desaparece del mismo por el decaimiento fsico
del radionucleido y por su eliminacin biolgica (pasaje a otro rgano o tejido o excrecin).
La combinacin de estos dos procesos d por resulta-
do una funcin de la actividad, generalmente decre-
ciente en el tiempo y que se denomina funcin de
retencin. Estas funciones son en general del tipo ex-
ponencial o suma de exponenciales:
En la expresin de la derecha:
R(t) es la actividad retenida en un determinado rgano o tejido o en cuerpo entero en un de-
terminado tiempo t, y
ai es la fraccin de la actividad incorporada que se elimina con una constante ef,i
ef,i es la constante de decaimiento efectiva
Esta constante de decaimiento efectiva puede expre-
sarse como la suma de dos trminos:
donde:
bbT
ln2Tb : perodo de decaimiento biolgico
TT
ff
ln2Tf : perodo de decaimiento fsico
La integral en el tiempo de la funcin de retencin se denomina actividad integrada US y ex-
presa el nmero de desintegraciones en el intervalo de tiempo de inters. En el control ocu-
pacional la integracin se lleva a cabo por un espacio de tiempo equivalente a 50 aos. Se
contempla as la situacin ms desfavorable, esto es, una incorporacin de material radiac-
tivo producida en el comienzo de la vida laboral. En casos particulares, el intervalo de inte-
gracin ser el perodo de tiempo que se considere de inters para calcular la dosis (dosis
en un da, en un ao, etc.).
pgina 40 Captulo 3 - Dosimetra de la contaminacin interna
R t a eii
ef i t( ) ,
ef f b
ENERGA ESPECFICA EFECTIVA
La energa especfica efectiva (SEE) es la energa absorbida por unidad de masa en el rga-
no blanco T. Sus unidades son MeV/g desintegracin.
Los valores de SEE se encuentran tabulados en la publicacin 30 de la ICRP para diferentes
radionucleidos y para diferentes combinaciones de rganos fuente y blanco, por lo que no
es necesario calcularlos en una estimacin dosimtrica. Puede ser de inters modificarlos
en los casos particulares en que la masa de los rganos blanco considerados se alejan sig-
nificativamente de los datos del hombre de referencia.
DOSIS EQUIVALENTE COMPROMETIDA EN UN RGANO O TEJIDO, HT()
Teniendo en cuenta las expresiones obtenidas anteriormente la dosis equivalente inte-
grada a 50 aos, o dosis equivalente com-
prometida en un rgano blanco T, debida a
las desintegraciones producidas en un r-
gano fuente S, es:
Un factor numrico transforma, en la expre-
sin anterior, las unidades de modo que la dosis resultante se exprese en Sv.
La dosis equivalente comprometida absorbida por un rgano blanco se obtiene sumando el
aporte de todos los rganos fuente que lo irradian y de todos los tipos de emisiones corres-
pondientes a los radionucleidos presentes en los rganos fuente. En el caso de que una per-
sona haya incorporado ms de un radionucleido deben tenerse encuenta el aporte de cada
uno de ellos.
LMITE ANUAL DE INCORPORACIN (ALI)
En el control ocupacional de la contaminacin interna, se define un lmite secundario de uti-
lidad prctica para el diseo de instalaciones y para el control de las condiciones de trabajo.
Este lmite es conocido como el lmite anual de incorporacin (ALI, sigla en ingls).
Se denomina ALI a la actividad de un radionucleido que, incorporada anualmente, implica
una dosis efectiva integrada en 50 aos igual al lmite anual propuesto para la dosis efecti-
va, esto es 20 mSv.
Para determinar el valor del ALI, para un dado compuesto radiactivo, se