TEMA 22.

AYUDANTES DE INVESTIGACIÓN - TURNO LIBRE

Especialidad: apoyo a la investigación en materia energética, medioambiental y

tecnológica.

Radiación y contaminación personal externa e interna. Definición. Tipos. Métodos

de medida y unidades empleadas.

1. DOSIMETRIA DE LA RADIACION EXTERNA E INTERNA

La exposición profesional a fuentes de radiación ionizante se produce como consecuencia

dediversas actividades humanas: actuaciones relacionadas con el ciclo del combustible

nuclear, el empleo de fuentes radiactivas y equipos emisores de radiaciones en medicina,

investigación científica, agricultura e industria y actividades que implican la manipulación o

presencia de sustancias con una elevada concentración de radionucleidos de origen natural.

El control de dichas exposiciones hace necesaria la evaluación de la magnitud de las dosis

impartidas a las personas involucradas en tales actividades. La dosimetría de radiaciones

ionizantes es la rama de la ciencia que se ocupa de la medida de la dosis absorbida por un

material o tejido como consecuencia de su exposición a las radiaciones ionizantes presentes

en un campo de radiación. La dosis absorbida se define como la energía absorbida por

unidad de masa y depende de la naturaleza y características del campo de radiación, del

material o tejido irradiado y de los complejos procesos de interacción radiación-materia.

El objetivo de la dosimetría de radiaciones ionizantes cuantificar la exposición a radiación.

Según el método empleado para conseguir tal objetivo, se puede distinguir:

 Dosimetría ambiental

Determinación de la dosis equivalente ambiental, H*(10), en las zonas accesibles

para el público. Se realiza para las medidas de dosis de radiación dentro de los

planes de vigilancia radiológica ambiental establecidos alrededor de centrales

nucleares o de instalaciones de alto impacto.

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  Dosimetría de área

Determinación de la dosis equivalente ambiental, H*(10), en las zonas vigiladas y

controladas, es decir, en zonas de trabajo ocupadas por trabajadores expuestos. Se

emplea para la clasificación y control de las zonas radiológicas y para la vigilancia

dosimétrica de trabajadores de categoría B.

 Dosimetría personal

La dosimetría personal comprende dos modalidades complementarias pero

claramente diferenciadas: la dosimetría de la radiación externa y la dosimetría de la

radiación interna.

La Dosimetría Personal Externa contempla aquellas situaciones en las que la

irradiación se produce por fuentes externas al organismo humano y se realiza, de

forma práctica, mediante el uso de dosímetros personales capaces de evaluar la

dosis equivalente personal, Hp(10). Aunque sólo es obligatoria para trabajadores de

categoría A, en la práctica también se emplea frecuentemente en la determinación de

las dosis recibidas por los trabajadores de categoría B.

La Dosimetría Personal Interna proporciona soluciones tecnológicas para situaciones

que exigen la evaluación de la Dosis Efectiva recibida por personas que han

incorporado material radiactivo al organismo vía inhalación, ingestión, inyección, a

través de heridas o de la piel. La medida de la actividad incorporada se realiza

mediante métodos directos (contador de radiactividad corporal) o indirectos

(bioleminación en excretas). La evaluación de la dosis efectiva a partir de la actividad

incorporada en un método complejo que requiere

2.1 DOSIMETRIA DE LA RADIACION EXTERNA

Para la vigilancia radiológica continua de los trabajadores expuestos a las radiaciones

ionizantes suelen realizarse dos tipos de controles. El primero es la vigilancia radiológica del

ambiente de trabajo que incluye:

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  La medición de las tasas de dosis externas, especificando la naturaleza y calidad de

las radiaciones de que se trate.

 La medición de las concentraciones de actividad en el aire y la contaminación

superficial, especificando la naturaleza de las sustancias radiactivas contaminantes y

sus estados físico y químico.

Estas medidas son el objetivo de la dosimetría ambiental o de área, dependiendo si el

objetivo a proteger es el público o los trabajadores expuestos. Para ello se utilizan monitores

de radiación que registran las dosis o las tasas de dosis en puntos claves de la instalación

radiactiva. También es necesario para cumplir el requisito de vigilancia radiológica del

ambiente de trabajo utilizar monitores de contaminación que evalúen la actividad o

concentración de actividad.

El segundo tipo decontroles consiste en la medida periódica de las dosis acumuladas por

cada individuo durante su trabajo y constituyen el objetivo de la dosimetría personal. La

dosimetría personal externa se realiza de forma práctica mediante el uso de dosímetros

personales. Un dosímetro es un dispositivo que exhibe unas propiedades físicas diferentes a

las normales cuando es sometido a la exposición a radiaciones ionizantes. Esta variación en

sus propiedades es detectable y cuantificable y sirve para la medida de la dosis de

radiación, una vez que el dosímetro es calibrado adecuadamente. Los dosímetros

personales deben ser de tamaño reducido para poder ser portados con comodidad durante

el trabajo, pero en realidad incluyen una considerable complejidad de diseño ya que deben

ser capaces de estimar con garantía, a través de la medida en un solo punto, una magnitud

que representa los efectos de la radiación en los múltiples tejidos y órganos del cuerpo

humano.

TIPOS DE DOSÍMETROS PERSONALES

Los dosímetros personales pueden dividirse en dosímetros activos y pasivos según

necesiten o no de una fuente de alimentación para su funcionamiento. Esta característica

condiciona sus propiedades dosimétricas y su empleo en operación.

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Los dosímetros pasivos integran la dosis durante su exposición sin necesidad de estar

conectados a los instrumentos de medida y su evaluación se realiza en laboratorios

especializados al finalizar el período de exposición. Ejemplos de dosímetros pasivos son: las

películas fotográficas, los dosímetros termoluminiscentes, los basados en luminiscencia por

estimulación óptica (OSL) las emulsiones nucleares o dosímetros de trazas, los dosímetros

fotoluminiscentes (RPL), las emulsiones sobrecalentadas o dosímetros de burbuja y los de

almacenamiento directo de iones (DIS). Los más comúnmente empleados en Dosimetría

Personal son los basados en detectores termoluminiscentes, OSL y en películas

fotográficas.

Los dosímetros activos necesitan de una fuente de alimentación para su funcionamiento.

Presentan una respuesta inmediata y continua durante su operación y proporcionan, en

tiempo real, información sobre la dosis acumulada, la tasa de dosis y las condiciones de

exposición. Además, presentan la posibilidad de emitir alarmas que permiten una aplicación

más eficiente de los criterios ALARA. Habitualmente están basados en detectores de

ionización gaseosa o en detectores de semiconductor. Se utilizan principalmente como

dosímetros operacionales

Dosímetros termoluminiscentes (TLDs)

Básicamente, la termoluminiscencia es la emisión de luz cuando un material que ha sido

expuesto a radiación ionizante es calentado. Los dosímetros TL empleados en dosimetría

personal combinan varios detectores de uno o varios materiales TL, de propiedades

dosimétricas complementarias, alojados bajo filtros de materiales de espesor y composición

adecuados. Ello permite la aplicación de algoritmos de cálculo de dosis. El conjunto se

introduce en un chasis que constituye una protección frente a distintos agentes que pudieran

alterar las propiedades dosimétricas de los detectores (polvo, humedad, luz, etc.).

La sensibilidad de los TLD varía de un material a otro pero en general es muy superior a la

película fotográfica, no siendo extraño encontrar límites de detección del orden de 0.05 mSv

para sistemas de dosimetría personal. Incluso existen materiales TL hipersensibles que

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permiten evaluar dosis por debajo de 1 μSv, lo que les hace especialmente interesantes

para la dosimetría ambiental.

Dosímetros electrónicos de lectura directa

Los dosímetros electrónicos que se emplean en dosimetría personal están basados en dos

tipos de detectores: tubos Geiger-Müller y diodos de Si. Al estar basados en detectores

activos, los dosímetros electrónicos proporcionan una medida instantánea tanto de la tasa

de dosis como de la dosis integrada; por este motivo, también se denominan como

dosímetros de lectura directa ya que permiten al usuario tener una estimación inmediata de

la dosis recibida. Además, los dosímetros electrónicos incorporan la posibilidad de emitir

alarmas, tanto luminosas como sonoras, que pueden ser programadas en función de los

valores deseados de dosis o tasa de dosis.

Dosímetros de trazas.

Los dosímetros de trazas contienen unos detectores que consisten en unas pequeñas

láminas de policarbonato (Makrofol), derivados de celulosa (LR-115) o termoplásticos (CR-

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registran las marcas debidas a la interacción de las distintas partículas incidentes, siendo

posible determinar la dosis absorbida en función del número de trazas, su forma y

profundidad en el detector.

2.2 DOSIMETRIA PERSONAL DE LA RADIACION INTERNA

La dosimetría interna, precisando estimar la dosis efectiva resultante de la incorporación al

organismo de sustancias radiactivas, tiene unas condiciones y unos métodos de trabajo muy

complejos. Los datos experimentales primarios son siempre medidas de actividad,

empleando para ellas métodos de naturaleza espectrométrica. (directas e indirectas) de la

persona contaminada. A diferencia del proceso seguido para la determinación de la dosis

externa, estas medidas experimentales no permiten determinar de forma directa la dosis

interna, sino que es necesario disponer de información adicional sobre:

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 1) Las circunstancias de la incorporación (momento en que ésta se produce,

radionucleido, forma química del contaminante, y el tamaño de partícula en el caso

de inhalación de aerosoles radiactivos)

2) Comportamiento biocinético del radionucleido incorporado, para poder determinar la

incorporación a partir de las medidas experimentales

A partir de las medidas experimentales y de los datos anteriores es posible estimar la

actividad incorporada y finalmente, calcular la dosis efectiva integrada que permita comparar

con los límites de dosis aplicables. Los valores de dosis son pues estimados por cálculos

basados en modelos físico-biológicos específicos para cada tipo de radionucleido

Los datos dosimétricos permitirán verificar y documentar que el trabajador está protegido

adecuadamente contra los riesgos de contaminación interna y que dicha protección cumple

con los requisitos legales. Para ello es imprescindible que los controles dosimétricos se

diseñen adecuadamente atendiendo a la naturaleza de la contaminación

MÉTODOS Y TÉCNICAS DE MEDIDA EN DOSIMETRÍA PERSONAL INTERNA

Los métodos de medida usualmente empleados en dosimetría personal interna, son

básicamente los métodos “in vivo”: Laboratorios denominados Contadores de Radiactividad

Corporal (CRC) y métodos “in vitro” mediante análisis de excretas en los Laboratorios

denominados de Bioeliminación (BIO)

La elección del método de medida utilizado para la vigilancia de los trabajadores viene

determinada por varios factores: la radiación emitida por el radionucleido; el comportamiento

biocinético del contaminante; la frecuencia requerida de las medidas y la sensibilidad de las

técnica. A continuación, se describen las técnicas más usuales.

Contadores de Radiactividad Corporal

Los CRCs se emplean para la medida directa de la contaminación producida por

radionucleidos emisores de radiación penetrante (rayos X o g). Existen varios tipos de

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CRCs, los de Organismo Total (OT), o detector de cuerpo entero, y los específicos para

medidas en órganos concretos, pulmón, tiroides, hígado, etc.

Sistemas de Detección con cristales de NaI(Tl): Con este sistema, se realiza la medida

de los emisores g de alta energía (e>200 kev) para los radionucleidos productos de fisión y

activación en medidas de organismo total y de I-131 en tiroides

Sistema FASTSCAN : Este sistema consta de dos detectores de NaI(Tl) que se distribuyen

a lo largo de un eje vertical cubriendo las dimensiones de los individuos que se van a medir.

Es un contador rápido utilizado para la medida directa para los radionucleidos productos de

fisión y activación en medidas de organismo total y de I-131 en tiroides

Sistemas de Detección para la medida de contaminantes internos emisores de rayos X y de

radiación g de baja energía (e<200 kev): Se realiza a través de dos sistemas diseñados

especialmente para la detección de Actínidos (U, Pu y Am) depositados en pulmones,

hígado y huesos.

 Sistema de detectores de Germanio: detectores de semiconductor que han de

trabajar a la temperatura del Nitrógeno Líquido. Estos detectores LE Ge (Low

Energy) funcionan en un rango de Energía entre 10 y 1000 keV.

La evaluación de la actividad depositada en OT y en órganos, medida con los sistemas de

detección expuestos anteriormente, se realiza a través del análisis del espectro obtenido en

la medida del sujeto. Los análisis se realizan mediante programas específicos tanto para

organismo total como para órganos específicos. siendo imprescindible disponer de

calibraciones específicas de cada sistema de detección que se ralizan utilizando maniquíes

antropomórficos normalizados

BIOELIMINACIÓN

La contaminación interna causada por radionucleidos emisores alfa o beta, radiación muy

poco penetrante, no puede detectarse por medio de las técnicas “in vivo” o directas que

acaban de ser comentadas. Hay que recurrir a las técnicas denominadas de bioeliminación,

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tratando de detectar la presencia de ese tipo de radionucleidos analizando las excretas de la

persona susceptible de haber sido contaminada. A este tipo de medidas se las denomina

indirectas o “in vitro”. El estudio de la evolución con el tiempo de la actividad excretada, para

lo que hay necesariamente que hacer recogidas sucesivas de excretas, sirve de base para

la posterior evaluación dosimétrica de la contaminación.

El análisis “in vitro” de radionucleidos en excretas requiere en general procedimientos

radioquímicos de análisis de una cierta complejidad: preparación de la muestra

concentración por precipitación, separación de elementos interferentes por cambio iónico,

purificación por electrodepósito y finalmente la medida. Este largo proceso es debido a que

la mayoría de los radionucleidos requieren ser separados de la matriz en la que se han

excretado, eliminando todo resto orgánico y separando posteriormente el elemento de

interés de los demás que puedan estar presentes.

Una vez obtenida la separación, la cuantificación de los contaminantes en muestras de

excretas se realiza empleando varias técnicas:

Espectrometría alfa: Es la técnica más empleada para la cuantificación de actínidos en

muestras de excretas. Los emisores alfa que pueden ser medidos con esta técnica son:

isótopos del Uranio, Torio, Plutonio, Americio y Curio.

Fosforimetría cinética inducida por láser: En este equipo se realizan medidas de Uranio.

Espectrometría de Centelleo en Fase Líquida. Con esta técnica se realizan medidas de

los emisores b en muestras de orina, tales como el 3H, 14C, 35S y 32P

Espectrometría de Masas con Fuente de Plasma de Acoplamiento Inductivo y Sector

Magnético (ICP-SFMS). Con esta técnica que es muy sensible se realiza la determinación y

cuantificación de 238U, 235U, 232Th, 230Th, 239Pu y 242Pu,

Evaluaciones dosimétricas internas

Los resultados de las medidas obtenidas con las técnicas expuestas en el apartado anterior

proporcionan información de la Actividad retenida y/o excretada en el organismo. Ahora

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bien, debe tenerse en cuenta que el contaminante sujeto al comportamiento metabólico del

propio organismo hace que no todo el material incorporado sea el que se mide en un

instante posterior a la incorporación. La actividad del contaminante en el organismo

disminuye con el tiempo por el decaimiento físico del radionucleido y debido a procesos

biológicos de excreción (eliminación por orina y heces principalmente). Por lo tanto, la

interpretación de dichas medidas debe realizarse modelizando los procesos de

incorporación al organismo, adaptando los datos experimentales a los modelos biocinéticos

específicos que representan la evolución real del contaminante incorporado.

3 MAGNITUDES Y UNIDADES

Las magnitudes dosimétricas para fines de protección son de naturaleza compleja,

incluyendo tanto aspectos físicos como biológicos, con objeto de poder estimar el riesgo

para la salud de las exposiciones a las radiaciones ionizantes. No hay una sola magnitud,

sino un sistema de magnitudes incluyendo magnitudes limitadoras, no directamente

medibles, aunque es en términos de ellas como se establecen los límites de dosis. Existen

magnitudes operacionales, definidas para poder ser medidas experimentalmente, siendo

buenas estimadoras de las magnitudes limitadoras. Dada la definición de las magnitudes

limitadoras, incluyendo factores de ponderación de naturaleza radiobiológica representando

a procesos todavía no bien conocidos, no es imposible que en el futuro haya de procederse

a nuevas revisiones de estas magnitudes para protección o a la modificación de los valores

actuales de algunos parámetroso factores, para incorporar nuevos conocimientos.

DOSIMETRÍA PERSONAL EXTERNA

La magnitud fundamental en dosimetría de radiaciones ionizantes es la dosis absorbida, D,

que se define como el cociente entre ̅ y dm, donde ̅ es la energía media impartida por la

radiación ionizante a un material de masa dm.

La unidad en el SI de la dosis absorbida es el J kg-1 y su nombre especial es gray (Gy).

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Las magnitudes recomendadas por la Comisión Internacional de Protección Radiológica

(comúnmente denominada por su acrónimo inglés, ICRP) para expresar los límites de dosis

son la dosis efectiva, E, y la dosis equivalente en un órgano o tejido, HT. Ambas magnitudes

se definen a partir de la dosis absorbida media en los distintos tejidos y órganos que forman

el cuerpo humano, aplicando factores de ponderación dependientes del órgano o tejido, wT,

y del tipo de radiación, wR, considerados:

La unidad en el SI de las magnitudes dosis efectiva y dosis equivalente en un órgano o

tejido es el J kg-1 y su nombre especial es sievert (Sv).

La magnitud operacional recomendada para la estimación de dosis por exposición externa

es la dosis equivalente personal, Hp(d), definida como la dosis equivalente en tejido blando

a una profundidad d por debajo de un punto determinado del cuerpo. Para la radiación

fuertemente penetrante se recomienda una profundidad de 10 mm, mientras que para las

radiaciones débilmente penetrantes se recomienda una profundidad de 0.07 mm para la piel

y de 3 mm para el cristalino de los ojos.

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