MODULO BASICA

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Tema 1. Introducción a las Radiaciones Ionizantes

ESTRUCTURA ATOMICA Y NUCLEAR: elemento quimico (atomo)

-Toda la materia esta constituida por individuales llamados atomo que conservan su identidad en las reacciones quimicas.

-los atomos de cada elemento son iguales entre si, pero distintos de los otros elementos.

-las sustancias compuestas se forman de la combinacion de los atomos que forman moleculas.

ESTRUCTURA ATOMICA Y NUCLEAR: moleculas

-cada elemento quimico tiene un nombre y simbolo quimico.

-la combinacion de diferentes atomos forman estructuras mas complejas llamadas moleculas.

-las moleculas de elementos simples estan constituidas por atomos de la misma especie. la molecula de oxigeno esta constituidas por 2 atomos de oxigeno.

-las moleculas de sustancias compuestas estan constituidas por atomos de especies diferentes. (agua tiene un atomo de hidrogeno y dos de oxigeno H2O)

-todas las moleculas de una combinacion quimica son iguales entre ellas. osea todas las moleculas de agua tienen la misma cantidad de atomos de hidrogeno y oxigeno.

-existen moleculas de elementos simples (atomos de la misma especie) y moleculas de sustancias compuestas (atomos de diferentes especies)

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PARTICULAS QUE CONTITUYEN EL ATOMO:

-El atomo esta compuesto por particulas (protones, neutrones y electrones)

-el atomo tiene un nucleo pequeño donde se concentra la mayor cantidad de masa, esta formado por dos tipos de particulas (protones y neutrones).

-los protrones tienen carga positiva y los neutrones son neutros, estos se unen por la interaccion fuerte. (fuerza de atraccion). la union de estos se les llama NUCLEONES.

-los electrones que son de carga negativa rodean el nucleo.

-la masa de los nucleones es 1,840 veces la masa del electron.

PARTICULAS QUE CONTITUYEN EL ATOMO: numero atomico

-el numero de protones se denomina numero atomico (Z) del elemento en cuestion.

-un atomo neutro tiene la misma cantidad de protones y electrones.

-si le añadimos un electron adicional a un atomo neutro este pierde la neutralidad y se dice que se ha ionizado.

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EXITACION E IONIZACION: Exitacion

-un atomo entra en exitacion cuando se le suministra la energia suficiente para que los electrones puedan saltar a orbitas con mayor energia. estos pueden volver a su estado fundamental expulsando esa energia en forma de luz visible, ultravioleta o rayos x.

EXITACION E IONIZACION: ionizacion

-por otro lado un atomo se dice que esta ionizado cuando se le suministra una cantidad de energia superior a la energia de enlace y hace que un electron se separe del atomo, dejando el atomo primitivo con dos cargas electricas libres, un ion positivo y un electron negativo.

-este proceso puede llegar a alterar algunas propiedades de la materia en la que tiene lugar.

-La pérdida de un electrón provoca que el átomo deje de ser estable eléctricamente y que por tanto, quede ionizado positivamente.

-y si pierde dos electrones, queda un atomo doblemente ionizado.

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EL NUCLEO ATOMICO: numero de masa

-la cantidad de protones y neutrones que constituyen un nucleo se denomina numero de masa (A) de ese nucleo.

-el numero de neutrones que existen en un nucleo se representa con (N).

-A=Z+N luego N=A-Z y

-A los diferentes nucleos atomicos que hay en la naturaleza y los que se producen artificialmente se les dice nucleidos.

-X es elemento quimico, A el numero masico (protones + neutrones) y Z numero atomico (cantidad de protones).

-todos los atomos que tienen el mismo numero de protones en su nucleo tienen el mismo numero atomico y pertenecen al mismo elemento.

ISOTOPOS:

-los isotopos son todos aquellos atomos que tienen la misma cantidad de protones de un elemento, pero diferente numero de neutrones al estado natural del elemento.

-los nucleidos que tienen el mismo numero de protones (Z) corresponden a un mismo elemento quimico, pero tienen distinto numero de neutrones (distinto numero masico A) reciben el nombre de isotopos.

-estos atomos tienen las mismas propiedades quimicas, ya que solo dependen de la cantidad de electrones en su corteza (Z).

-los isotopos tienen las mismas propiedades quimicas pero suelen tener distintas propiedades nucleares. por ejemplo, unos se desintegran, otros son radioactivos y otros no.

-a los isotopos radioactivos de algun elemento se les conoce como radioisotopos.

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ISOBAROS:

-por otro lado con los isobaros funciona al contrario, tienen el mismo numero masico (A), pero tienen distinto numero atomico (Z) osea distinto numero de protones. por lo tanto tambien tienen distinto numero de neutrones.

-pueden ser diferentes elementos quimicos con la misma masa atomica, pero con distinto numero atomicos, osea con distinta cantidad de protones.

INTERACCION DE PARTICULAS CARGADAS CON LA MATERIA: colision elastica.

-la particula cargada choca con los atomos lo que hace que desvie su trayectoria y ceda una cierta cantidad de energia denominada energia cinetica. no provoca alteracion atomica, ni nuclear.

INTERACCION DE PARTICULAS CARGADAS CON LA MATERIA: colision inelastica.

-la particula choca con los atomos y si modifica su estructura electronica, producion exitaciones o ionizaciones.

INTERACCION DE PARTICULAS CARGADAS CON LA MATERIA: colision radiactiva.

-suele suceder en las proximidades al nucleo donde la particula cargada choca con los atomos y puede llegar a frenar o desviar su interaccion produciendo ondas electromagneticas sin modificar la estructura del atomo. esta colision genera radiacion.

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IONIZACION PRIMARIA:

-ocurre cuando una particula cargada choca con un electron del atomo y tiene una energia superior a la energia de enlace haciendo que el electron sea expulsado del atomo, esto creara un par de iones, un electron negativo y el atomo quedara con un ion positivo (atomo ionizado).

IONIZACION SECUNDARIA:

-si estos electrones expulsados disponen de energia suficiente para producir, a su vez, nuevas ionizaciones a otros atomos, liberando mas electrones atomicos a esto le llamaremos ionizacion secundaria.

La ionizacion es la interaccion fundamental de las particulas alfa con la materia.

EXITACION:

-cuando una particula no tiene la suficiente fuerza para expulsar un electron del atomo, solo provocara que el electron salte a otro nivel superior de energia u orbita atomica. este volvera a su sitio fundamental inmediatamente mediante la emision de radiacion electromagnetica.

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AUTOEVALUACION TEMA 1:

Preguntas de la autoevaluación

1. T1(P4)-IIRR-MB (Ptos. 1)

El núcleo de un átomo está constituido por:

Protones y neutrones. Ambos de carga positiva pero masa muy diferente.

Protones de carga positiva y neutrones sin carga que tienen una masa muy diferente entre sí.

Protones de carga positiva y neutrones sin carga que tiene una masa muy similar.

Ninguna de las anteriores.

2. T1(P6)-IIRR-MB (Ptos. 1)

Dejando a un lado la descripción cuántica más compleja, los electrones se distribuyen alrededor del núcleo en distintos niveles energéticos, perfectamente determinados y que son característicos de cada átomo.

Verdadera

Falsa

3. A1(P25)-IIRR_modulo básico (Ptos. 1)

La constante de desintegración (l) representa la probabilidad de que un determinado núcleo se desintegre, por unidad de tiempo. Además:

Es independiente de factores externos al núcleo, tanto físicos como químicos.

Es constante en el tiempo.

Es la misma para todo núcleo de una misma especie.

Todas las anteriores son ciertas.

4. T1(P30)-IIRR-MB (Ptos. 1)

¿Cómo se conoce el proceso que experimenta una partícula cargada (ej.electrón) cuando penetra en la materia y experimenta la acción de fuerzas electrostáticas de núcleos que hacen que de forma paulatina se frene y acabe deteniéndose?

Colisión elástica.

Colisión inelástica.

Colisión radiativa.

5. T1(P12)-IIRR-MB (Ptos. 1)

Si la frecuencia de una onda es de 2 ciclos por segundo el periodo será:

1/4 s

1/2 s

1/3 s

1/6 s

6. T1(P9)-IIRR-MB (Ptos. 1)

Los isótopos son los nucleidos que:

Tienen el mismo número atómico pero diferente número másico.

Tienen el mismo número másico pero diferente número atómico.

Tienen el mismo número atómico y el mismo número másico.

Ninguna de las anteriores.

7. T1(P58)-IIRR-MB (Ptos. 1)

Los nucleos inestables, que de modo espontáneo pueden sufrir una transformación, se dice que son:

Inquietos

Radiactivos

Críticos

Isótopos

8. T1(P45)-IIRR-MB (Ptos. 1)

Las partículas beta son:

Corpúsculos de energía llamados también fotones.

Electrones o positrones.

Neutrones.

Protones.

9. T1(P64)-IIRR-MB (Ptos. 1)

Son radiaciones directamente ionizantes:

La radiación beta

La radiación gamma

Los rayos X

La radiación neutrónica

10. T1(P69)-IIRR-MB (Ptos. 1)

La probabilidad de los diferentes tipos de interacción de un haz de fotones que atraviesa un medio material depende de:

la energía del fotón y el número atómico del medio material

la energía del fotón y la temperatura del medio material

únicamente de la energía del fotón

únicamente de la temperatura del medio material

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Tema 2. Magnitudes y Unidades Radiológicas

MAGNITUDES RADIOLOGICAS: Magnitudes físicas fundamentales.

-permiten describir cuantitativamente los objetos o fenomenos fisicos en terminos de una cantidad de referencia denominada unidad.

MAGNITUDES RADIOLOGICAS: Magnitudes de protección.

-En la actualidad se recomienda (ICRP-60, 1991) emplear las magnitudes de protección dosis equivalente en un órgano o tejido (HT)

-y dosis efectiva (E) basadas en la medida de la dosis absorbida (D) en tejidos y órganos del cuerpo humano y que se puedan relacionar con el riesgo que conllevan.

MAGNITUDES RADIOLOGICAS: Magnitudes dosimétricas operacionales

-las magnitudes de proteccion no se pueden medir en la practica, es por ello que existen tres medidas.

-quivalente de dosis ambiental H*(d), equivalente de dosis direccional H'(d) y equivalente de dosis personal Hp(d) que se pueden medir experimentalmente.

-estan relacionadas con las magnitudes fisicas fundamentales y dan una estimacion razonable de la dosis equivalente y dosis efectiva.

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MAGNITUDES DOSIMETRICAS: exposicion

-Se define esta magnitud para un haz de fotones en aire como el coeficiente entre el valor absoluto de la carga total de todos los iones de un mismo signo producidos en aire, dQ, cuando todos los electrones liberados por los fotones absorbidos en la masa dm sean detenidos completamente en el aire

-la deficion de la magnitud de exposicion tiene una serie de restricciones y consideraciones:

Es una magnitud definida exclusivamente para un haz o campo de fotones (radiación X o gamma) en un medio específico, el aire.

Es esencialmente una medida del poder ionizante en aire de un campo de fotones, cuando la magnitud de importancia radiobiológica es la energía absorbida. Es una magnitud de paso hacia la dosis absorbida.

Con las técnicas actualmente en uso, es difícil medir la exposición para energías inferiores a unos pocos keV y por encima de unos pocos MeV.

-La tasa de exposición se define como dX/dt donde dX es el incremento de exposición durante el intervalo de tiempo dt. La unidad en el SI es el C/kg · s y la unidad antigua el R/s. De acuerdo con los niveles de radiación se utilizan otras unidades de tiempo como la hora (h) y el minuto (min).

MAGNITUDES DOSIMETRICAS: Kerma.

-(Kinetic Energy Released per unit Mass: energía cinética transferida por unidad de masa), y se define como el cociente entre la suma de todas las energías cinéticas iniciales de todas las partículas ionizantes cargadas, dEtr, liberadas por partículas ionizantes no cargadas, en un material de masa dm

-Unidad: J·kg-1, y su nombre especial es gray (Gy).

-el kerma es una magnitud caracteristica de un campo de particas no cargadas.

-ventaja que tiene el kerma es que es valida para neutrones y fotones y ademas sus valores numericos (gray) se parecen mucho a los valores numericos a la dosis absorbida en aire, agua o tejido biologico blando.

-se define la tasa de kerma como el coeficiente dK/dt, donde dK es la variacion de kerma en el intervalo de tiempo dt.

-La unidad especial en el SI es el Gy·s-1 y la unidad antigua de tasa de kerma es el rad·s-1.

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MAGNITUDES DOSIMETRICAS: dosis absorbida.

-la dosis absorbida se entiende como energia por unidad de masa.

-la dosis absorbida (D) en un material se define como el coeficiente entre la energia media impartida en la radiacion d ê, a un material de masa dm.

-Es decir, ê representa la energía neta que "se queda" en el volumen de materia considerado.

-la dosis adsorbida que es la magnitud dosimetrica de mas interes, es valida para cualquier tipo de radiacion y requiere especificar el material en el que se cede la energia.

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RADIACTIVIDAD: actividad.

-la actividad (A) mide el numero de desintegraciones por segundo de una muestra radiactiva y se define como el cociente entre el numero de transformaciones nucleares espontaneas dN, ocurridas en el intervalo de tiempo dt, es decir A=dN/dt.

-En el sistema internacional la unidad de actividad es el S a la -1, es decir desintegracion sobre segundos.

RADIACTIVIDAD: constante de decaimiento (λ).

-la constante de decaimiento de un radionucleido en un estado particular de la energia es el cociente dP entre dt, donde dP es la probabilidad de que un nucleo determinado experimente una transformacion nuclear espontanea desde dicho esta de energia en el intervalo de tiempo dt. λ=dP/dt

-La magnitud (ln2)/λ se llama generalmente periodo T1/2 nucleido radiactivo y representa el tiempo que debe transcurrir para que la actividad de una cantidad dada del nucleido en cuestión disminuya hasta la mitad de su valor inicial.

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RADIACTIVIDAD: constante de tasa de kerma en aire.

-resulta util manejar los factores que relacionan la actividad de un radionucleido emisor de fotones con el kerma en aire o con la exposicion, a una determinada distancia. esos factores introducen dos nuevas magnitudes, constante de tasa de kerma en aire (Gd) y constante de tasa de exposicion (G'd).

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MADNITUDES EN PROTECCION RADIOLOGICA: equivalente de dosis en un punto, H.

-sirve para tener en cuenta la distinta eficacia biologica relativa de los diferentes tipos de radiacion ionizantes en los niveles bajos de exposicion.

-el equivalente de dosis H se define como el producto H=Q-D donde D es la dosis de absorbida y Q es el factor de calidad en ese punto.

-La unidad en el SI es J·kg-1 y su nombre especial es Sievert (Sv). La tasa de equivalente de dosis es el cociente dH entre dt.

MADNITUDES EN PROTECCION RADIOLOGICA: magnitudes limitadoras.

-DOSIS EQUIVALENTE EN ORGANOS:

-DOSIS EFECTIVA (E):

- magnitudes limitadoras no pueden medirse puesto que para ello habria que situar los detectores en el interior de los organos del cuerpo. es por ello que la ICRU ha definido unas magnitudes capaces de proporcionar en la practica una aproximacion razonable.

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MAGNITUDES OPERACIONALES:

-para la vigilancia de area se han introducido dos magnitudes que enlazan la irradiacion externa con la dosis efectiva y con la dosis en la piel y el cristalino.

MAGNITUDES OPERACIONALES: equivalente de dosis ambiental H*(d).

-en un punto de un campo de radiacion es el equivalente de dosis que se produciria por el correspondiente campo alineado en el esfera a una profundidad d sobre el radio opuesto a la direccion del campo alineado.

-Para radiación fuertemente penetrante, se recomienda una profundidad de 10 mm, lo cual se expresa como H*(10), mientras que para la débilmente penetrante se emplean 0,07 mm para la piel y 3 mm para el cristalino.

MAGNITUDES OPERACIONALES: Equivalente de dosis direccional

-en un punto de un campo de radiación, es el equivalente de dosis que se produciría por el correspondiente campo expandido en la esfera ICRU a una profundidad d, sobre un radio dirigido en una dirección especificada, O.

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TEMA 3: Detección y Medida de la Radiación.

GENERALIDADES DE LA DETECCION: Fundamentos físicos de la detección.

-como la radiacion ionizantes no se puede percibir a simple vista, el hombre a ideado procedimientos y aparatos para medir, analizar y detectar dicha radiacion, aprovechando procesos y diversos efectos que produce la radiacion al atravesar la materia.

-las particulas cargadas por su paso por la materia producen perturbaciones al interactuar con materia que posee carga principalmente en la forma de interacciones electroestaticas. en el caso de la radiacion electromagnetica como carece de carga pues no produce efectos directos, sin embargo, el hombre aprovecha que indirectamente que genera efectos como el fotoelectrico, compton o creacion de pares.

-El efecto directo de la perturbación depende de la intensidad de la interacción electrostática.

a) EXCITACIÓN DE LUMINISCENCIA en algunos sólidos:

-ocurre cuando la cesion de energia es pequeña

-los detectores termoluminicentes o TLDs aprovechan el fenomeno provocado en la exitacion y posterior desexitacion que desencadena una radiacion ionizante que es la que estos aparatos pueden detectar.

b) PRODUCCIÓN DE CARGA (ej.: ionización de los gases):

-ocurre cuando la cesion de energia supera la de la energia de enlace y provoca una separacion del electron del atomo.

-en medios gaseosos el hombre aprovecha que la ionizacion genera que el atomo primitivamente que es aislante electrico pase a ser parcialmente conductor y mide la corriente electrica que por el gas circula y atraves de ella puede deducir la intensidad de la radiacion que lo atraviesa.

c) DISOCIACIÓN DE LA MATERIA:

-En casos más extremos de cesión energética, los efectos producidos pueden dar lugar a disociación, proceso en el que se rompen enlaces químicos, formándose radiccales libres de gran reactividad química y produciendo alteraciones en la constitución de la materia. Un ejemplo de este fenómeno es el ennegrecimiento de placas fotográficas. Las radiaciones ionizantes pueden atravesar la envoltura que protege de la luz ordinaria a una película fotográfica y ennegrecerla. Midiendo después la intensidad de dicho ennegrecimiento se puede deducir la dosis de radiación que ha alcanzado a la película fotográfica.

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RENDIMIENTO DE DETECCION:

-En una muestra radiactiva cada atomo desintegrado emite radiacion ionizante, la cual es ideal poder medir, sin embargo, salvo casos aislados es muy dificil conseguirlo y mas cuando son muestras de baja activadad. es por ello que se define el rendimiento de deteccion o eficiencia e, que se expresa como la relacion entre las tasas de acumulacion de impulsos N y del numero de eventos ionizantes que alcanza el detector (N numero ocurridos).

-el rendimiento de deteccion se clasifica en dos variantes:

RENDIMIENTO DE DETECCION: rendimiento absoluto.

-se define como el cociente entre el numero de impulsos registrados y el numero de particulas o fotones "emitidos por la fuente". cuando hablamos de cociente nos referimos a una division.

RENDIMIENTO DE DETECCION: rendimiento intrínseco.

-se define como el cociente entre el numero de impulsos registrados entre el numero de particulas o fotones que "inciden en el detector"

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RESOLUCION EN TIEMPO:

-en los detector existe una limitacion en la tasa maxima de recuento de particulas o fotones, por tiempos de respuesta del sistema. es por eso que ofrecen que dos eventos detectados deben estar separados un tiempo minimo para que ambos impulsos sean detectados de modo diferente. a eso le llamamos tiempo de resolucion.

-de este problema se desarrollado las correciones, las cuales son formulas que suministran un numero real de eventos. n es la tasa real de eventos ionizantes en la unidad de tiempo, m la tasa de impulsos registrados y t el tiempo muerto.

-si en la unidad de tiempo se han contado m impulsos ello significa que durante este tiempo el detector ha permanecido insensible un tiempo m·t . Ahora bien, si en la unidad de tiempo alcanzan el detector n eventos, durante el tiempo m·t lo alcanzarán n·m·t que precisamente serán los perdidos. Como los eventos no contados son, obviamente n - m, se tiene: n-m=n.m.t

-expresión que permite el cálculo de la tasa real de recuento, conocida la tasa de acumulación de impulsos y el tiempo de resolución del sistema. n=m/1-m.t

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RESOLUCION DE ENERGIA:

-se define el parámetro llamado resolución en energía como la anchura a mitad de altura (FWHM: full width at half maximum) de una línea prefijada en energía, arbitrariamente elegida (la línea de 662 keV del 137Cs para el espectrómetro gamma de NaI(Tl) o la 1332 keV del 60Co para el Ge o el Ge(Li) por ejemplo), dividida por la energía del centroide de la línea.

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DETECTORES DE IONIZACION GASEOSA:

-El fundamento basico de estos detectores es la recogida de las cargas creadas al atravesar la radiacion un volumen lleno de un gas determinado.

-los detectores de gas funcionan en las ionizaciones producidas por la radiacion incidente cuando interacciona con un gas que se encuentra confinado entre los dos electrodos a los que se le ha aplicado una diferencia de tension continua.

DETECTORES DE IONIZACION GASEOSA: detector proporcional.

-las ionizaciones primarias obtienen la suficiente energía como para producir nuevas ionizaciones en las moléculas neutras del gas, aumentando así el número de cargas recolectadas en los electrodos. La amplitud de la señal eléctrica poducida entre los electrodos es proporcional a la energía depositada por la radiación ionizante en el detector.

DETECTORES DE IONIZACION GASEOSA: detector Geiger.

-la tensión entre los electrodos genera un campo eléctrico tan potente que puede llear a causar la comleta ionización del gas. Una simple ionización produce una avalancha de ionizaciones. La carga recolectada es independiente de la energía asorbida por el detector.

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DETECTORES DE CENTELLEO:

-se basan en la propiedad que tienen algunos materiales de emitir luz tras interaccionar con ellos la radiacion ionizante.

-se caracterizan por tener una respuesta en tiempos muy rapida.

-tiene un detector de respuesta lineal en energias.

-tiene buena sensibilidad a la radiacion.

-tiene capacidad de discriminacion por forma de impulso.

DETECTORES BASOS EN TERMOLUMINISCENCIA:

-La termoluminiscencia es una propiedad que presentan algunos materiales por la que son capaces de almacenar parte de la energía de la radiación en trampas electrónicas para emitirla posteriormente en forma de luz al ser calentados. Los dosímetros termoluminiscentes, TLDs, son detectores pasivos basados en esta propiedad

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TEMA 4: DOSIMETRIA DE LA RADIACION

-es la ciencia que tiene por objeto la medida de la dosis absorbida.

DOSIMETRIA AMBIENTAL:

-para la vigilancia radiologica del ambiente de trabajo se comprende:

la medicion de las tasas de dosis externas, especificando la naturaleza y calidad de las radiaciones de que se trate.

la medicion de las concentraciones de actividad en el aire y la contaminacion superficial. especificando la naturaleza de las sustancias radiactivas contaminantes y sus estados fisico y quimico.

-los equipos que se utilizan aqui son los monitores de radiación y de contaminación.

DOSIMETRIA PERSONAL:

-para la medida periodica de las dosis acumuladas por cada individuo durante su trabajo.

-Esta abarca dos espectros:

control y medida de las dosis recibidas por irradiacion externa. (dosimetros personales)

control y medida de las dosis recibidas por contaminacion interna. (evalua dosis a partir de los datos de la actividad de un determinado radionucleido incorporado en el organismo) la evaluación de dosis es compleja, realizándose medidas directas (Contador de Radiactividad Corporal) o indirectas (mediante el análisis de excretas).

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DOSIMETROS, MONITORES DE RADIACION Y CONTAMINACION:

-la deteccion y medida de la radiacion se basa en los efectos producidos por la radiacion como la ionizacion gaseosa, excitacion de luminiscencia en solidos y dosiciacion de la materia.

DOSIMETROS PERSONALES:

-estan los dosimetros pasivos como los de termoluminiscencia que su sistema no proporciona una lectura instantanea, sino que requieren un tratamiento posterior para determinar el equivalente de dosis personal.

-y los dosimetros activos como los semicondutores o contadores proporcionales si dan una lectura instantanea mientras estan siendo irradiados.

-Los dosímetros OSL se pueden emplear tanto para la detección de fotones como para partículas beta o neutrones

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TEMA 5: Interacción de la radiación con el medio biologico:

FACTORES FISICOS QUE INFLUYEN LA RESPUESTA CELULAR A LA RADIACION:

-calidad de la radiacion: una dosis de radicacion va a producir un daño bilogico diferente dependiendo de la transferencia lineal de energia (LET) de la radiacion incidente. si aumenta el LET de la radiacion, se producen lesiones mas fuertes en el ADN.

-tasa de dosis: para radiaciones de baja LET, las tasas de dosis altas son mas eficaces que las tasas de dosis bajas en cuanto a la produccion de lesiones.

FACTORES BIOLOGICOS QUE INFLUYEN L RESPUESTA CELULAR FRENTE A LA RADIACION:

-Ciclo celular: las celulas tienen distinta sensibilidad a la radiacion dependiendo de la etapa del ciclo celular. las mas radiosensibles son la G1 y la mitosis. y la sintesis del ADN es una fase mas radiorresistente.

-mecanismos de reparacion: las celulas tienen la capacidad de reparar daños producidos por la radiacion, sin embargo, estos son mas eficaces cuando las celulas se encuentran en estado de reposo proliferativo.

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FACTORES QUIMICOS QUE INFLUYEN LA RESPUESTA CELULAR FRENTE A RADIACION:

-Radiosensiblizadores: son factores que aumentan la sensibilidad de las celulas a la radiacion, el mas eficaz es el oxigeno molecular.

-Radioprotectores: al contrario a lo anterior, otras sustancias actuan secuestrando radicales libres, con lo que reducen la accion indirecta de la radiacion. los compuestos sulfidrilos o los sulfuros que contienen grupos tioles.

-CLASIFICACION DE LOS EFECTOS BILOGICOS RADIOINDUCIDOS:

-los efectos biologicos de la radiacion se clasifican de acuerdo a su transmision y a su naturaleza.

-de tipo transmision tiene un efecto hereditario somaticos.

-de tipo naturaleza tiene un efecto deterministas estocasticos.

-si por la radiacion se produce la muerte de un numero elevado de celulas de un organo, habra una perdida de funcion del organo. efecto que se conoce DETERMINISTA. la gravedad de los efectos es proporcional a la dosis de radiación recibida.

-en otros casos la celula puede no morir, sino verse modificada osea mutada, ahi estamos hablando de efectos estocasticos. estos ocurren a exposiciones a dosis moderadas o bajas. la gravedad de los efectos estocasticos no es proporcional a la dosis recibida, pero si la probabilidad de que tenga lugar al efecto.

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EFECTOS DETERMINISTAS:

-para que este ocurra tiene que producirse la muerte de un numero elevado de celulas, lo que lleva a que exista una dosis umbral de radiacion. el numero de celulas afectadas es proporcional a la dosis recibida.

-Para describir los efectos deterministas se utiliza la magnitud dosimétrica dosis absorbida (D), es la nergia absorbida por unidad de masa.

EFECTOS ESTOCASTICOS:

-ocurre cuando la radiación provocada no es suficiente para que la célula muera. sino que solo sufra modificacion en la molecula del ADN.

-estos efectos tiene lugar a exposiciones a dosis o tasas de dosis bajas de radiación.

-la gravedad depende de factores como el tipo de celula afectada y el mecanismo de acción de la radiación.

-aqui no hablamos de dosis de umbral ya que siempre va a existir la probabilidad de que haya alguna modifcación asi la exposicion sea minima.

-estos efectos pueden ser hereditarios o somaticos.

-En protección radiológica se consideran dosis bajas aquellas que son inferiores a 0,2 Gy y tasas de dosis bajas cuando su valor es inferior a 0,1 mGy min-1.

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TEMA 6: Criterios Generales y Medidas Básicas de Protección Radiológica

CONCEPTOS DE LA PROTECCION RADIOLOGICO:

- la proteccion radiologica debe centrarse en evitar la aparacion de efectos deterministas, manteniendo las dosis por debajo de los umbrales y asegurar de tomar las medidas necesarias para reducir la al minimo los efectos estocasticos.

-existen tres situaciones de exposicion:

*exposicion planificada: implica la deliberada operacion de fuentes y equipos radiactivos, pudiendo conducir a exposiciones normales (previstas) o exposiciones potenciales (que no se pueden anticipar).

*exposicion de emergencia: ocurre durante la operacion de una situacion planificada, como consecuencia de un acto malevolo o inesperado que requiera de acciones urgentes para controlarlas.

*exposicion existente: aquellas que ya existen cuando se deben tomar decisiones sobre su control, incluyendo la exposicion prolongada despues de una emergencia.

PRACTICAS E INTERVENCIONES:

-la ICPR considera PRACTICA a las actividades que aumentan la propabilidad de exposicion los individuos.

*se consideran practicas la producion y uso de sustancias radiactivas con fines medicos, industriales, veterinarios, de enseña e investigacion.

*tambien todas las actividades a fines a la produccion de energia nucleoelectrica. activadades que incrementen la exposicion a radiactvidad natural como la mineria, tripulacion de aviones.

-se considera INTERVENCION a las actividades destinadas a reducir la exposicion actuando sobre las diversas causas que pudieran ocasionarlas.

*estas acciones se conocen como acciones de remedio y de proteccion.

*las exposicion que requieren de intervencion pueden ser por emergencias y por xposicion perdurable que son las exposicion resultantes de los efectos de una emergencia.

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TIPOS DE EXPOSICION:

-exposicion ocupacional: es la que recibe el trabajador en su puesto como consecuencia del mismo trabajo.

-exposicion medica: ocurre a personas sometidas a procedimientos medicos con exposicion radiacitiva.

-exposicion del publico: son todas las exposiciones que no entran en la ocupacional o medica.

dentro de las exposiciones existen las normales que son aquellas a causa de las actividades que se desarrollan en la practica e intervencion, y las exposiciones potenciales que se producen a causa de fallos o accidentes.

PRINCIPIOS GENERALES DEL SISTEMA DE PROTECCION RADIOLOGICA:

-los objetivos de sistema de proteccion radiologica son evitar la aparicion de efectos deterministas y limitar la probabilidad de efectos estocasticos.

-el sistema de protección radiológica para las prácticas está basado en los siguientes criterios o principios básicos:

Justificación

Optimización

Limitación de dosis y de riesgo

*JUSTIFICACION DE UNA PRACTICA:

no se debe adoptar ninguna practica radiactiva que no produzca un mayor beneficio para la sociedad que la exposicion que esta conyeva.

B = V - (P + X +Y)

donde:

B, es el beneficio neto resultante de la actividad

V, el valor bruto de la actividad, que incluye el valor del producto resultante, el de los beneficios sociales tangibles y no tangibles y los beneficios de cualquier otra índole,

P, representa los costes de producción, incluidos los costes para la sociedad de los detrimentos no radiológicos y los costes de protección contra los riesgos no

radiológicos,

X, es el coste de la protección radiológica,

Y, es el coste para la sociedad del detrimento radiológico, que es proporcional a la dosis

efectiva colectiva, SE.

*OPTIMIZACION DE LA PROTECCION:

su objetico es mantener las exposiciones tan bajas como sea razonablemente posible teniendo en cuenta las condiciones socioeconomicas aplicables.

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LIMITACION DE LA DOSIS INDIVIDUAL Y DE RIESGO:

-toda exposicion a radiacion ionizante debe estar susjeta a una limitacion en la dosis.

-un riesgo INACEPTABLE es aquel con una dosis que no seria admisible en cirunstancias normales.

-un riesgo TOLERABLE es aquel con una dosis que puede aceptarse si se ha optimizado el grado de proteccion.

-un riesgo ACEPTABLE corresponde a una dosis que ya no hay que reducir.W

-Los limites se establecen en relacion a dos objetivos:

1. EVITAR que se produzcan efectos deterministas, impidiendo que las personas reciban dosis superiores a los umbrales.

2. CONTROLAR LA APARICION DE EFECTOS ESTOCASTICOS manteniendo las irradiaciones justificables tan pequelas como sea razonablemente posible.

-los limites de dosis deben entenderse como la exposicion a un riesgo aceptable.

-los limites de dosis aplican para exposicion normales, no aplican en el caso de exposiciones accidentales, emergencias, medicas, ni exposiciones naturales a no ser de que incrementen por la actividad que se realice como por ejemplo la mineria o vuelos a gran altura.

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PRINCIPIOS GENERALES DEL SISTEMA DE PROTECCION RADIOLOGICA PARA INTERVENCIONES:

-la intervencion siempre debe estar justificada diciendo que producira mas beneficios que perjuicios, y que la forma, alcance y duracion de la intervencion estara optimizada.

-los principios que se usaran en toda intervencion por emergencia o exposicion perdurable son los siguientes:

*solo se intervendra cuando la reduccion del detrimento de la salud por la radiacion sea suficiente para justificar los efectos nocivos y los costes.

*la forma, magnitud y duracion debe optimizarse para que sea un beneficio maximo a la reduccion del detrimento de la salud.

*los limites de dosis para las practicas, no aplicaran en caso de intervencion, sin embargo, para los casos perdurables, estos limites si se aplicaran para los trabajores que realicen la intervencion.

MEDIDAS BASICAS DE PROTECCION FRENTE AL RIESGO DE IRRADIACION EXTERNA:

-la distancia debe ser la maxima posible de la fuente emisora de radiacion.

-el tiempo de permanencia se entiende como la dosis acumulada que se viene a dar como la tasa de dosis por el tiempo. eso quiere decir que la dosis es directamente proporcional al tiempo de exposicion.

-cuando la combinacion de tiempo y distancia no reduce los niveles de dosis, es necesario poner una barrera de material absorbente entre la fuente y la persona.

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DISTANCIA A LA FUENTE:

-si se aumenta la distancia al doble, la dosis recibida se dividira por 4. y si se triplica se dividira por 9, asi sucesivamente. siempre se dividira numero de veces su distancia inicial.

-el factor distancia se debe considerar en la fase de proyecto, como en la fase de funcionamiento de la fuente.

-Si queremos saber cual es la tasa de dosis a una distancia determinada, debemos entender que si esta distancia aumenta siempre dividiremos esta tasa de dosis por ls diferencia de distancia y la distancia disminuye multiplicaremos esta tasa de dosis por esa diferencia de distancia.

TIEMPO DE EXPOSICION:

-cuanto menor sea el tiempo de exposicion, menor sera la dosis recibida.

-la dosis recibida es directamente proporcional al tiempo de exposicion.

-si multiplicamos el tiempo por 2, la dosis aumentara el doble, asi sucesivamente.

-optimizacion seria hacer procedimientos en el menor tiempo posible, ya que reduce a dosis recibida.

-la rotacion, la experiencia, la formacion, entrenamiento y ensayos en el uso de equipos y fuentes hacen que se reduzca el tiempo de exposicion.

-la dosis acumulada D es igual a la tasa de dosis que es dosis acumulada constante por el tiempo.

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BLINDAJES:

-hay ocasiones donde los factores de tiempo y distancia no bastan para minimizar lo suficiente la dosis recibida, por lo que hace falta recurrir al blindaje.

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TEMA 7: PROTECCION RADIOLOGICA OCUPACIONAL.

CONCEPTOS PRELIMINARES:

-Su objetivo es prevenir los efectos deterministas y limitar las probabilidades de los efectos biologicos probabilisticas hasta valores aceptables.

-los principios generales de la proteccion radiologica son:

*toda practica debe estar justificada.

*Las dosis individuales, el número de personas expuestas y la probabilidad de que se produzcan exposiciones potenciales, deberán mantenerse en el valor más bajo que sea razonablemente posible, teniendo en cuenta factores económicos y sociales.

*Las sumas de las dosis recibidas procedentes de todas las prácticas no sobrepasarán los límites de dosis establecidos. (esto no aplica para los diagnoticos y procedimientos medicos).

*La aplicación de estos principios en el ámbito de una instalación será responsabilidad del titular de la instalación.

-de los principios citados se clasifican las personas en los siguientes grupos:

*trabajador expuesto, persona que esta sometida a exposicion en el trabajo en una practica previamente planificada.

*trabajador externo, cualquier trabajador que sea temporal o que este contratado por una empresa externa para realizar alguna actividad en el area de exposicion.

*estudiantes y personas en formacion, persona que, no siendo trabajador, recibe formación o instrucción en una empresa para ejercer una función específica.

*miembros del publico, personas que pueden estar sometidas a exposición que no sea ocupacional o médica.

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PROTECCION OCUPACIONAL DE LOS TRABAJADORES EXPUESTOS PARA LA EJECUCION DE LAS PRACTICAS:

-las medidas de proteccion operacional se basan en:

*evaluacion previa de las condiciones laborales para saber la naturaleza y magnitud del riesgo radiologico y asegurar la aplicacion de optimizacion.

*clasificacion de los lugares de trabajo en zonas, teniendo en cuenta la evaluacion de las dosis anuales previstas, el riesgo de dispersion de la contaminacion y la probabilidad de magnitud de exposiciones potenciales.

*clasificacion de los trabajadores expuestos, en diferentes categorias segun sus condiciones de trabajo.

*aplicacion de normas y medidas de vigilancia y control.

*vigilancia de la salud.

*informacion y formacion.

-la proteccion operacional se basa en los principios de prevencion, vigilancia y control de las exposiciones.

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PREVENCION DE LA EXPOSICION:

-Se identificaran y delimitaran todos los lugares de trabajo donde exista probabilidad de recibir dosis efectivas superiores a 1mSv por año.

-las medidas se deben adaptar a la naturaleza de las instalaciones y de la fuente, de la magnitud y naturaleza del riesgo.

-el alcance de la prevencion y vigilancia deben estar en funcion de los riesgos vinculados a los trabajadores expuestos.

-zona con riesgo de irradiacion externa, es cuando es posible recibir una irradiación del organismo por una fuente emisora de radiaciones ionizantes externa al mismo.

-zona con riesgo de contaminacion radiactiva, es aquella con probabilidad de presencia de una sustancia radiactiva indeseable en una materia, superficie, un medio o una persona.

-la proteccion contra el riesgo de contaminacion consiste en el aislamiento y confinamiento de la fuente no encapsulada. cuando no es posible confinar la fuente hay que protegerse del contacto con ellas.

CLASIFICACION Y SEÑALIZACION DE ZONAS:

-la clasificacion de los lugares se realizan en funcion del riesgo de exposicion:

*zona controlada, es aquella donde exista posibilidad de recibir dosis efectivas superiores a 6mSv por año o sea necesario seguir procedimientos de trabajo con objeto de restringir la exposicion. aqui se subdivide en:

zona de permanencia limitada, aqui existge el riesgo de recibir una dosis superior a los limites de dosis fijados para los trabajadores expuestos.

zona de permanencia reglamentada, aqui existe el riesgo de recibir en cortos periodos de tiempo una dosis superior para trabajadores expuestos.

zona de acceso prohibido, aqui existe el riesgo de recibir en un tiempo muy corto dosis superiores a los limites de dosis fijados.

*zona vigilada, es aquella que no siendo contralada exista la posibilidad de recibir dosis efectivas superiores a 1mSv por año.

-En las zonas controladas en las que exista:

a) Riesgo de exposición externa será obligatorio el uso de dosímetros individuales.

b) Riesgo de contaminación será obligatorio la utilización de equipos personales de protección adecuados al riesgo existente. A la salida de estas zonas existirán detectores adecuados para comprobar la posible contaminación de persona y equipos y, en su caso adoptar las medidas oportunas.

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-clasificacion de trabajadores expuestos:

*categoria A: trabajadores que puedan recibir una dosis efectiva superior a 6mSv año o una dosis equivalente superior a 15mSv año al cristalino o superior a 150mSv para la piel y las extremidades.

*categoria B, aquellos que no sean clasificados con trabajadores de categoria A.

*no se podran asignar menores de 18 a tareas que pudieran convertilo en un trabajador expuesto.

-informacion y formacion:

-antes de iniciar una actividad los trabajadores deben ser informados e instruidos adecuadamente de su responsabilidad y al riesgo de exposicion.

EVALUACION DE LA EXPOSICION:

-la evaluacion de las condiciones de trabajo sirven para minimizar los riesgos. esta se divide en la vigilancia del ambiente de trabajo y la vigilancia individual de la exposicion.

-vigilancia del ambiente de trabajo:

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NORMAS DE PROTECCION PARA PERSONAS EN FORMACION Y ESTUDIANTES:

-Las condiciones de exposición y la protección ocupacional de las personas en formación y de los estudiantes mayores de 18 años serán equivalentes a las de los trabajadores expuestos de categoría A o B. Para las personas en formación y de los estudiantes menores de 18 y mayores de 16 años serán equivalentes a las de los trabajadores expuestos de categoría B.

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TEMA 8: GESTION DE RESIDUOS RADIACTIVOS Y TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO:

GESTION DE RESIDUOS RADIACTIVOS:

-se considera Residuo radiactivo a cualquier material que ya no tiene uso y esta contaminado con nucleidos radiactivos por encima de los niveles establecidos.

-la gestion de residuos radiactivos tiene en cuenta un conjunto de operaciones tecnicos y administrativos que eviten daños al hombre y medio ambiente.

-objetos que debido al decaimiento que han tenido, ya no son adecuadas para su uso.

-objetos que aun sin haber tenido un decaimiento significativo se deben dejar de usar y ser sustituidos por otras tecnicas igualmente eficaces pero con menor riesgo potencial.

-equipos y herramientas que aun sirviendo, su utilizacion en esas condiciones signifique un riesgo al tener residuos de material radiactivo.

-cualquier otro material de desecho que contiene o esta contaminado con isotopos radiactivos.

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CLASIFICACION DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS:

-Los residuos se clasifican en propiedades de su contenido radiactivo: al periodo de semidesintegracion y actividad especifica:

*residuos de vida muy corta, cuando decaen a niveles radiactivos no significativos al cabo de meses o pocos años. Contienen principalmente radionucleidos con períodos del orden de unos 90 días.

*residuos de vida corta, cuando decaen a niveles no significativos durante un periodo en que puede garantizar el mantenimiento controlado.

*residuos de vida larga, su decaimiento son en periodos tan largos que no se puede garantizar el control. tienen radionucleidos con periodos de semidesintegracion superior a 30 años.

-por su actividad especifica:

*residuos de baja actividad, son aquellos que no requieren blindaje para su manipulacion y transporte. si se deben manejar en sistemas confinados que eviten la dispersion.

*residuos de media actividad, son aqullos que tienen un actividad y potencia calorifica media, requiriendo blindaje.

*residuos de alta actividad, son aquellos que debido a su elevado contenido radiactivo, generan calor aumentando su propia temperatura si no se mantienen adeacuadamente refrigerados.

-Con independencia de estas diferentes maneras de clasificar los residuos, se tiende a dividirlos en dos grandes grupos, desde el punto de vista de su gestión final: Residuos de baja y media actividad (RBMA) y Residuos de alta actividad (RAA).

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OPCIONES EN LA GESTION DE LOS RESIDUOS:

-La estrategia para evitar el peligro potencial que representan los residuos radiactivos admite dos alternativas:

*dilucion del material radiactivo y dispersion en el medio ambiente sin que afecte la radiactividad natural.

*aislamiento y confinamiento del material en un espacio limitado y controlado.

-para que un residuo se pueda descargar en el medio ambiente, este debe tener una muy baja actividad.

FASES EN LA GESTION DE LOS RESIDUOS:

Técnicamente la gestión de los residuos radiactivos conlleva la realización de una serie de operaciones de ingeniería distribuidas en varias fases, según se esquematiza en la Figura:

Segregación y Recepción

Almacenamiento previo

Tratamiento

Solidificación o Inmovilización

Envasado

Almacenamiento temporal del residuo acondicionado

Evacuación o Almacenamiento definitivo

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GESTION Y ALMACENAMIENTO DEFINITIVO DE LOS RESIDUOS DE BAJA Y MEDI ACTIVIDAD:

-los residuos de baja y media actividad podran ser almacenados en sistemas terrestres o a poca profundidad, ya que son de vida corta.

-los sistemas de almacenamiento en superficies suelen ser menos costosos y mas faciles de controlar. estas suelen ser excavaciones a poca profundidad y luego tapadas con hormigon.

-cuando los residuos son de vida larga se deben almancenar en sistemas con una mayor perdurabilidad.

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TEMA 9: LEGISLACION ESPAÑOLA SOBRE INSTALACIONES RADIACTIVAS

-En españa el organismoa encargado de garantizar la seguridad nuclear es el consejo de seguridad nuclear.

-las normas basicas se representan mediante una piramide de leyes hechas por el parlamento, reglamentos decretos hechos por el gobierno, ordenes ministrales por lo ministerios, guias de seguridad por el CSN, normas y recomendaciones por organismos nacionales e internacionales.

-la normativa europea en el ambito radiologico se encuentra en la directiva 2013/59 EURATOM.

-En la piramide normativa española existe la ley sobre energia nuclear (25/1964) y la ley de creacion del CSN (15/1980).

-las guias de seguridad del CSN son documentos que pretenden recomendar y guiar procedimientos tecnicos exigidos en la normativa vigente.

DIRECTIVA 2013/59 EURATOM DEL CONSEJO:

-aqui se establecen normas de seguridad basica para la proteccion a la exposicion de radiacion ionizante.

-los principios de la proteccion radiologica son:

*justificacion, osea que toda practica suponga un beneficio neto mayor posible.

*optimizacion, mantener la magnitud de las dosis, la probabilidad de exposicion y el numero de personas expuestar lo mas bajo posible.

*limite de dosis, la suma de las dosis a una persona no superara los limites establecidos.

-No pueden asignarse a menores de 18 años funciones que les conviertan en trabajadores expuestos.

-El límite de dosis en exposición ocupacional es, en términos generales, de 20mSv/año.

-En caso de aprendices y estudiantes, para mayores de 18 se aplicarán los límites de ocupacionales ya mencionados y para edades entre 16 y 18 el límite será de 6 mSv/año.

-el limite de dosis por exposicion poblacional es de 1mSv por año.

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LEY 33/2007:

-tiene como objetivo establecer la estructura y funciones del CSN.

-sus funciones son proponer al gobierno las reglamentaciones en materia de seguridad nuclear y proteccion radiologica. emitir informes al ministerio preceptivos, realizar la inspeccion y control de las instalaciones nucleares, radiactivas. verificar la implantacion practica del principio ALARA, inspeccionar los transportes, proponer la imposicion de sanciones, controlar las medidas de proteccion, colaborar con las autoridades con los programas de proteccion de personas en diagnosticos medicos, autorizar los servicios o unidades tecnicas de proteccion radiologica, crear un registro de empresas externas, conceder y renovar las licencias, homologar programas de formacion, vigiliar los niveles de radiacion, informar a la opinion publica y asesorar a los tribunales.

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REGLAMENTO SOBRE INSTALACIONES NUCLEARES Y RADIACTIVAS, Y OTRAS ACTIVIDADES RELACIONADAS CON LA EXPOSICION A LA RADIACION IONIZANTE:

-Es el real decreto 1217/2024 del 3 de diciembre.

-todas las instalaciones radiactivas de segunda y tercera categoria autorizadas seran incluidas en el registro de instalaciones rediactivas.

-las instalaciones radiactivas se clasifican en tres categorias:

*1.aquellas con ciclo de combustible nuclear, plantas de produccion de concentrado de uranio, instalaciones que utilicen fuentes radiactivas con fines industriales y las instalaciones complejas con inventarios elevados de sustancias radiactivas.

*2.las que no entran en la categoria, las instalaciones donde se manipulen radionucleidos cuya actividad total sea igual o superior a mil veces los valores de exencion. aquellas que utilicen aparatos que generen rayos X que superen los 200kV. los aceleradores de particulas y equipos capaces de acelerar cargas electricas a energias superiores a 1MeV.

*3.categoria, instalaciones donde se manipules radionucleidos cuya actividad total sea superior a los valores de exencion establecidos. los aparatos generadores de rayos X que funcionen con una tension inferior a 200 kV.

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PRACTICA 1: MONITORES DE RADIACION Y DOSIMETROS UTILIZADOS EN LA PROTECCION RADIOLOGICA

-hay 4 tipos de monitores y dosimetros:

*Monitores portatiles de radiacion, son transportables, alimentados por baterias y usados para medir niveles de radiacion. estos estan basados en ionizacion gaseosa (camaras de ionizacion, contadores proporcionales o geiger muller y en centelleo solido.

*monitores de area, son sistemas de deteccion fijos, permiten programar niveles de alarma para tener control en tiempo real del estado radiologico de una zona o instalacion.

*dosimetros, estos son usados para determinar dosis personales o un lugar a lo largo de un periodo de tiempo. estas generan lecturas directas o indirectas, segun sean dosimetros activos o pasivos. los mas usados son los termoluminicentes (pasivos) y los semiconductores.

*monitores portatiles de contaminacion, se emplean para medir la contaminacion radiactiva sobre objetos y superficies.

MONITORES DE RADIACION:

-requerimientos para saber cual monitor usar:

*Alta eficiencia de detección de la radiación. Da cuenta del número de desintegraciones que el equipo es capaz de medir respecto del total que emite el radioisótopo que se esté midiendo. Es una especie de rendimiento de la detección.

*Respuesta independiente o proporcional a la energía de la radiación.

*Respuesta adecuada al tipo de energía de la radiación para el que se ha diseñado.

*Respuesta adecuada frente a cualquier condición ambiental especial como temperatura o humedad.

*Fuente de tensión lo más baja posible y que el instrumento no sea sensible a las variaciones del mismo.

-monitor THERMO EBERLINE FH40GL: es un contador proporcional, apto para medir radiacion gamma y beta y medir niveles de radiacion.

-monitor ATOMTEX: es un detector de centelleo plastico, apto para medir rayos X, gamma y beta. ademas mide niveles de radiacion y localizar fuentes (por variacion de tasa de dosis).

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PREGUNTAS:

1. ¿Qué equipo, de los vistos en la práctica y en general (teniendo en cuenta los criterios generales para la selección de equipos), sería más adecuado en cada caso?

*Para localizar una fuente radiactiva extraviada de la que se sabe que es emisora gamma.

MONITOR ATOMTEX.

*Para hacer una medida de niveles de radiación en una zona de trabajo que es producida por radiación gamma.

THERMO EBERLINE

*Para hacer una medida de la tasa de dosis de una bolsa con residuos radiactivos, de cuyo contenido se sabe que son emisores beta de alta energía (por ejemplo, P-32 con E = 1.7 MeV).

MONITOR ATOMTEX

2. Indicar las diferencias entre un contador proporcional y un detector Geiger. ¿Cuál será el más adecuado para medir la energía de la radiación?

EN EL PROPORCIONAL LAS IONIZACIONES PRIMARIAS SON SUFICIENTES PARA PROVOCAR NUEVAS IONIZACIONES EN EL GAS NEUTRO, ESTO HACE QUE AUMENTE EL NUMERO DE CARGAS RECOLECTADAS. AQUI LA AMPLITUD DE LA SEÑAL ELECTRICA ES PROPORCIONAL A LA ENERGIA DEPOSITADA.

EN EL GEIGER UNA SIMPLE IONIZACION PUEDE PROVOCAR LA COMPLETA IONIZACION DEL GAS, YA QUE LA TENSION EN LOS ELECTRODOS GENERA UN CAMPO ELECTRICO MUY POTENTE. AQUI LA CARGA RECOLECTADA ES INDEPENDIENTE A LA ENERGIA ABSORBIDA.

POR ESTA RAZON EL CONTADOR PROPORCIONAL ES EL MAS ADECUADO PARA MEDIR LA ENERGIA DE LA RADIACION, YA QUE SIEMPRE SERA PROPORCIONAL.

3. ¿De qué factores depende la eficiencia de un equipo?

hay que conocer primero las caracteristicas de la fuente de radiacion y con que precision queremos la muestra, luego dependiendo del tipo de fuente evaluaremos la alta eficiencia de deteccion de la radiacion, respuesta independiente o proporcional a la energia, respuesta adecuada al tipo de energia de radiacion y a mirar que la fuente de tension sea lo mas baja posible ya que cada equipo tiene un rango. dependiendo de ello elegir el equipo que no sea sensible a las variaciones del mismo.

4. Si al hacer una medida con un equipo de medida de radiación esta se realiza durante un tiempo inferior al tiempo de respuesta, ¿qué se puede decir de esa medida?

que es una medida errada o imprecisa, ya que cada equipo tiempo un tiempo de respuesta que va a depender de la electronica y caracteristicas del mismo, este tiempo de respuesta y posicionamiento correcto del equipo en la fuente es la que nos va a dar una lectura o medida precisa de la radiacion.

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DOSIMETRIA:

-Es la disciplina que determina la cantidad de radiacion absorbida por los tejidos corporales por la exposicion a fuentes radiactivas.

-su objetivo es prevenir o limitar la aparacion de efectos nocivos por la excesiva exposicion a la radiacion.

-para esto se distinguen entre dosimetros ambientales, de area o personal.

*Dosimetria ambiental, aqui se determina la dosis equivalente ambiental en las zonas accesibles al publico. en los alrededores de centrales nucleares o de instalaciones de alto impacto

*dosimetria de area, aqui se vigila la radiacion de una instalaciones atraves de la determinacion de dosis equivalentes en las zonas de trabajo ocupadas por trabajadores expuestos.

*dosimetria personal, aqui se registran las dosis individuales que recibe un trabajador expuesto. aqui se divide entre la radiacion externa e interna. su funcionamiento se basa en alguno de los mecanismos de interaccion de la radiacion con la materia. aqui usamos los dosimetros termoluminiscenntes TLD, los luminiscentes opticamente estimulada OSLD y los dosimetros de semiconductores de lectura directa.

-un dosimetro mide la energia absorbida acumulada como consecuencia de la exposicion.

-se emplean para controlar las dosis oficiales de los trabajadores en partes potencialmente afectadas, con esto se estima la dosis que se recibe en aquellas zonas mas expuestas.

*dosimetria de lectura indirecta, muestra la dosis acumulada por la exposicion externa en un periodo de tiempo. aqui pertenecen los TLD y OSLD.

*dosimetria directa, estan dan una lectura inmediata de la dosis.

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DOSIMETROS OPERACIONALES:

-Se emplean en instalaciones con mayor riesgo de exposicion ya que estos al ser activos pueden medir la tasa de dosis equivalente como la dosis equivalente acumulada superficial y profunda.

-estos no sustituyen los dosimetros personales termoluminiscentes ya que al hacer lecturas en tiempo real permite al trabajar saber cual es su dosis acumulada.

-THERMO SCIENTIFIC, mide la dosis equivalente personal profunda a 10mm, y 0,07mm. y mide la tasa de dosis equivalente personal a 10mm y 0,07mm. detecta radiacion gamma y rayos x de 15KeV a 10MeV y radiacion beta apartir de los 250KeV a 1,5MeV. Su rango de tasa de dosis es 1nanoSv/h a 16miliSv/h. su rango de dosis es 1nanoSv/h a 16Sv. rango de temperatura en operacion entre -10centrigrados y +40centrigrados. rango de humedad del 20% al 90% y precision mas o menos 20% segun el rango de energia.

PREGUNTAS:

1. ¿Qué ventajas presentan los dosímetros de lectura directa frente a los de lectura indirecta?

Dentro de las ventajas de los dosimetros activos es que estos nos proporcionan una lectura inmediata de la dosis cosa que los pasivos no porque tienen que someterse a un proceso de lectura externa. ademas los activos suelen tener equipado un sistema de alarma que se activa cuando la medida excede los niveles recomendados.

2. ¿Qué dosímetros están aprobados por el CSN para estimar las dosis oficiales?

los dosimetros TLD y OSLD

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ENTIDADES EN PROTECCION RADIOLOGICA:

-Para cumplir con el RD 1029/2022 hay unas entidades para realizar las tareas y vigilancias

*Unidad tecnica de proteccion radiologica (UTPR), su funcion es la proteccion radiologica en aquellas empresas que lo solicitan con caracter de servicio externo contratado.

*Servicio de proteccion radiologico (SPR), estas son entidades que se crean internamente en las empresas con instalaciones radiologicas completas a peticion del CSN, estos llevan a cabo de forma centralizada y homogenea las funciones de proteccion radiologica.

*Servicio de dosimetria personal (SDP), son aquellas que controlan y vigilan las dosis recibidad por los trabajadores expuestos, estas emiten los informes dosimetricos mensuales y anuales.

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PRACTICA 2: MONITORES DE CONTAMINACION

-la manipulacion de radioisotopos estan asociados a unos riesgos radiologicos.

-ahora los riesgos asociados a la operacion y manipulacion de equipos y sustancias radiactivas seran de:

*riesgo de irradiacion externa, este riesgo se debe a la exposicion de muestras encapsuladas y aparatos generadores de radiacion.

*riesgo de contaminacion, ocurre cuando es probable la dispersion de radiacion sobre superficies o dentro de materiales. esta puede ser interna o externa. este riesgo se asocia a las fuentes radiactivas no encapsuladas.

CONTAMINACION RADIACTIVA:

-es la presencia de sustancias radiactivas inintencionadas ni deseables sobre superficies, solidos, liquidos gaseosos o incluso el cuerpo humano.

-Los tipos de contaminacion son:

*sobre personas, existe la contaminacion interna que se produce cuando se incorpora un radioisotopo en el interior del cuerpo. y la externa se da cuando se deposita material radiactivo de forma cutanea.

*sobre material, esta puede ser fija o desprendible. fija cuando el agente contaminante a sido asentado mediante absorcion. se sabe que es fija porque intentos de descontaminacion se sigue viendo contaminacion. la DESPRECIABLE es cuando despues de descontaminar se ve que el nivel de contaminacion va decreciendo.

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MEDIDA Y DETECCION DE LA CONTAMINACION:

-metodo de medida directa, consiste en emplear monitores de contaminacion para tomar lecturas directas de los niveles de contaminacion presentes. este monitor esta diseñado para acumular y contabilizar los pulsos electricos en un tiempo de recuento determinado. a la hora de realizar la medida es necesario conocer el radioisotopo para saber cual es el monitor idoneado. este metodo lo usaremos para medir los niveles de contaminacion sobre superficies y para controlar la eficacia de las descontaminaciones.

-metodo de medida indirecta, este consiste en tomar una muestra usando algodon humedo con agua o alcohol y frotandolo sobre la superficie a examinar. luego esa muestra se lleva al laboratario para su lectura con un detector y analizar el espectro de energia. usaremos este metodo para contaminacion eta de muy baja energia, identificar radioisotopos en una muestra de composicion desconocida, determinar si la contaminacion sobre una superficie es fija o desprendible y tomar medidas en superficies de dificil acceso.

PREVENCION DE LA CONTAMINACION RADIACTIVA:

-las medidas de prevencion se deben hacer en todas las fases del ciclo de vida de una instalacion, diseño, operacion y clausura.

*Fase de diseño, ubicacion de la instalacion radiactiva en zonas de poco transito de personal, distribucion de zonas menos a mas activas acorde a los riesgos, acceso controlado, dotacion de las salas con el mobiliario y equipamiento especifico, materiales de cosntruccion que permitan el facil desmonte y descontaminacion, recintos especiales para manipular material radiactivo y sistemas auxiliares como de incendios, ventilacion y tratamiento de residuos.

*Fase de operacion, medios de confinamiento de fuentes no encapsuladas, disponer de medios de contaminacion y barreras, contar con equipos de proteccion individual, establecer normas de trabajo en la manipulacion de material radiactivo, desarrollar programas de verificacion y control periodico para conocer los niveles de contaminacion en areas de trabajo.

*Fase de clausura, tener un plan para la gestion de material y residuos radiactivos de la instalacion y desarrollar un programa de verificacion de ausencia de contaminacion antes de su liberacion definitiva.

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MONITORES DE CONTAMINACION:

-estos permiten localizar y caracterizar la contaminacion superficial tomando lecturas directas.

-estos miden las desintegraciones emitidas por la fuente, convirtiendo las interacciones producidas en el medio activo del detecto en pulsos electricos.

-el medio activo suele ser un gas o un solido de centelleo.

-para garantizar una lectura fiable es necesario disponer de informacion suficiente del radioisotopo contaminante, como el tipo y la energia.

-para particulas alfa los espesores masicos del material de la superficie del detecto deben ser lo mas bajo posible.

TIPOS DE MONITORES DE CONTAMINACION:

*Contadores proporcionales, son de tipo ventana con un espesor masico suficiente para el paso de radiacion poco penetrante. estos permiten discriminar entre eventos de baja y alta energia debido a que la señal producida es proporcional a la energia depositada. este tipo presenta un tiempo de respuesta corto y su sistema permite analizar los resultados teniendo en cuenta la superficie de deteccion y la eficiencia de deteccion.

*Detectores geiger, se emplean para radioisotopos beta. su tiempo de respuesta es elevado o lento. este tipo no ofrece factores de correccion del fondo ni de eficiencia de recuento. son buenos por su tamaño para espacios reducidos o de dificil acceso.

*Detectores de centelleo solido, son aptos para radionuclidos gama. el detector es un cristal de centelleo.

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REQUERIMIENTOS DE LOS MONITORES DE CONTAMINACION:

-Lo primero es conocer las caracteristicas radiologicas del radioisotopo (tipo de emision y energia).

-alta eficiencia de deteccion de contaminacion.

-espesor de ventana o sonda que permita el paso de la radiacion.

-respuesta independiente o proporcional a la energia de la radiacion.

-respuesta adecuada al tipo y energia de la radiacion.

-respuesta adecuada frente a cualquier condicion ambiental como temperatura o humedad.

-fuente de tension lo mas bajo posible.

CRITERIOS DE SELECCION DE LOS MONITORES DE CONTAMINACION:

-Sensibilidad: se refiere a la menor variacion de la magnitud que es capaz de medir el equipo.

-espesor masico: es el parametro que tiene en cuenta la composicion y espesor de la ventana. segun su espesor el monitor puede medir las radiaciones menos penetrantes alfa y beta.

-tiempo de respuesta: es el tiempo necesario para que los impulsos correspondientes a dos eventos consecutivos puedan ser detectados.

-rango de energia: hace referencia al intervalo de energia que puede medir el equipo.

-factor geometrico: es la relacion geometrica entre el equipo y la contaminacion se tiene en cuenta la forma y geometria de la fuente, del detector y la distancia fuente-detector.

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PREGUNTAS:

1. Para un mismo monitor de contaminación, ¿mostrará la misma eficiencia para dos radioisótopos distintos?

podria, sin embargo, para tener una eficiencia mayor debemos tener mas informacion sobre los radioisotopos como su tipo de emision y energia, ademas de saber en que superficie se encuentra y que geometria tiene para saber con ello si el monitor de contaminacion podria leerlas.

2. ¿De qué factores depende una correcta selección de un monitor de contaminación?

hay que conocer las caracteristicas radiologicas del radioisotopo como el tipo de emision y energia. ademas los equipos deben tener unos requerimientos para que sea optima la lectura como por ejemplo alta eficiencia de deteccion, espesor de la ventana o sonda, respuesta independiente o proporcional a la energia.

3. ¿Sería correcto proteger con una bolsa de plástico la sonda para hacer medidas de contaminación producidas por un radioisótopo alfa? ¿Y si fuera un radioisótopo emisor gamma? Razona las respuestas.

4. Indicar qué equipo se seleccionaría en caso de querer comprobar la contaminación superficial sobre personas y equipamiento que hayan intervenido en la retirada de una fuente emisora de radiación alfa.

EBERLINE CONTAMAT FHT 111M

5. ¿Por qué una forma de medir la contaminación superficial es mediante frotis? ¿Cuándo tomaremos medidas de contaminación superficial empleando este método?

hay momentos donde las contaminaciones radiactivas tienen un dificil acceso o por su forma geometrica hace mas dificil medir su contaminacion de forma directa. ademas este metodo de medida nos ayuda a evaluar procesos de descontaminacion.

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PRACTICA 3: DETERMINACION EXPERIMENTAL DE LA VARIACION DE LA DOSIS EN FUNCION DE LOS FACTORES DE OPTIMIZACIÓN:

1. ¿Qué lectura de dosis acumulada marcará el monitor de radiación al cabo de 5 min?

La lectura de dosis acumulada que marcara el monitor es directamente proporcional a la tasa de dosis. entre mas tiempo estemos expuestos mayor será la dosis acumulada.

2. Al estudiar la atenuación en los materiales, ¿de qué factores depende la atenuación experimentada por el haz de radiación?

depende del espesor de material, la naturaleza y composicion del material y la energia de emision y tipo de radiacion ionizante que emite la fuente de radiacion.

3. ¿Qué medidas propondrías para minimizar el tiempo de exposición?

Reducir los tiempos de exposición a fuentes radiactivas. Para ello, realizar entrenamientos y ensayos en frío (sin material radiactivo, para ganar habilidad y destreza.

Planificar los trabajos y tareas a realizar, distribuir las tareas o asegurarse que se dispone de la instrumentación necesaria ayudan a reducir los tiempos de exposición.

Rotación del personal en aquellas actividades que impliquen mayor riesgo de exposición.

Combinar una reducción de tiempo adecuada con la optimización de dosis con la distancia.

4. ¿Tiene el mismo efecto dos CHR de plomo que dos CHR de hierro? Si en lugar de emplear una fuente emisora gamma usamos una emisora de partículas alfa, ¿se podría aplicar la definición de CHR?

no tiene el mismo efecto, cada material tendra un CHR diferente y no podriamos aplicar la deficion de CHR a las particulas alfa porque este concepto solo se tiene en cuenta para radiaciones electromagneticas como las gamma y rayos x.