Fuentes típicas en medidores industriales
Isótopo Emisión típica
Actividad tipica Aplicación
Cs-137
37 MBq a 185 GBq Nivel, densidad, etc...Co-60
37 MBq a 74 GBq Nivel, densidad, etc...Am-241
-
37 Mbqa 37 GBq Nivel de líquidos, espesor...Am-241(Be)
n
37 MBq a 74 GBq Humedad, nivel...Cf-252
n
37 MBq a 1,85 GBq Análisis de materiales Kr-85
37 MBq a 37 GBq Espesore, peso (gramaje)...Sr-90
37 MBq a 37 GBq Densidad, Gramaje, etc...Pm-147
37 MBq a 37 GBq Espesor, densidadH-3
370 MBq a 111 GBq Cromatografia, luminiscencia...Actividad
Se denomina actividad de una fuente a la cantidad de desintegraciones por unidad de tiempo.
Es proporcional a la constante de decaimiento y a la cantidad de radioisótopos que contiene la fuente, o sea:
A
0= N
0. = N
0/
(siendo A0 y N0 la actividad y la cantidad de radioisótopos en un instante determinado)
La actividad entonces representa las “desintegraciones por segundo”
(Desintegraciones / segundo). A esta unidad se la llama
“Becquerel”, que se simboliza “Bq”.
El Becquerel
[kBq] = 1.000 Bq = 10 E3 Bq
[MBq] = 1.000.000 Bq = 10 E6 Bq
[GBq] = 1.000.000.000 Bq = 10 E9 Bq
[TBq] = 1.000.000.000.000 Bq = 10 E12 Bq
1 Bq = 1 desintegración / segundo
Como el Bq es un unidad muy pequeña se suele utilizar precedida por multiplicadores. Por ejemplo:
Es la unidad de la actividad:
Equivalencia de unidades de actividad
1 Ci = 37 GBq
En el pasado la unidad de la actividad era el Curie [Ci], pero hay casos en los que aún se utiliza. Es una unidad
mucho más grande que el Bq, y su equivalencia es:
En fuentes de baja actividad, generalmente conviene utilizarla precedida por los multiplicadores “mili”, “micro” o “nano”:
1 mCi = 37 MBq 1 uCi = 37 kBq
nCi = 37 Bq
Tasa de dosis
Es la dosis generada por unidad de tiempo:
Tasa de dosis = Dosis / Tiempo
Da idea de la velocidad del aumento de la dosis.
Algunas unidades, por ejemplo:
[uSv/h] [mSv/s] [Sv/s] [Gy/s] [Gy/h]
Por ejemplo, una tasa de dosis equivalente ambiental de 1 mSv/hora, implica que en una hora se producirá una dosis de 1 mSv y por
ejemplo en 5 horas produciría 5 mSv.
Constante gamma
Es una constante característica de cada radioisótopo emisor gamma que indica el valor de la tasa de dosis producida por una fuente
puntual a un metro de distancia.
La constante gamma permite hacer cálculos de tasas de dosis rápidamente.
Algunas tablas dan los valores en unidades antiguas de exposición y actividad:
[] = [R . m
2/ (h . Ci)]
Para cálculos en unidades actuales utilizando [Bq] y [Sv/h], se debe realizar la conversión, sabiendo que un Roetgen equivale a 100 Sv.
[] = [mSv . m
2/ (h . Bq)]
Cálculo de tasas de dosis usando
. A d
2Tasa de dosis =
Siendo:
• A la actividad de la fuente.
• d la distancia a la que se desea conocer la tasa de dosis.
Constantes de ciertos radionuclídos
Nucleído Vida media
Co-60 5.3 años 3.70 10
-4Kr-85 10.7 años 4.23 10
-7Cs-137 30.17 años 1.03 10
-4I-131 8 días 7.64 10
-5Estando expresada en: [ mSv. m
2/ (h . MBq) ]
Herramientas de la radioprotección
DISTANCIA TIEMPO
BLINDAJES
La protección radiológica cuenta con
tres herramientas básicas:
El Tiempo como protección radiológica
Se basa al simple hecho de que la dosis es
directamente proporcional al tiempo de exposición a las radiaciones.
Por lo tanto, disminuyendo el tiempo de exposición de las personas, la dosis resultantes serán
proporcionalmente menor.
Por ejemplo:
Mitad de tiempo Mitad de dosis
La distancia como protección radiológica
Se basa en que la intensidad de la radiación disminuye con el cuadrado de la distancia, de acuerdo a la siguiente expresión:
I 1 / I 2 = X 2 2 / X 1 2 I 2 = I 1 . X 1 2 / X 2 2
Como la dosis es directamente proporcional a la
intensidad, se pude reemplazar I por D para calcular las
dosis o sus tasas estimadas en función de la distancia.
La distancia como protección radiológica
Mitad de distancia
Dosis cuatro veces mayor
Doble de distancia
Dosis cuatro veces menor
Principios de protección radiológica
Justificación de las prácticas
Optimización
Limitación de dosis
La protección radiológica se basa
en tres principios básicos:
Justificación de las prácticas
El uso de las radiaciones ionizantes debe ser tal que el beneficio que aportan lo justifique.
Siempre que sea posible, las radiaciones
ionizantes deberían ser reemplazadas por otros métodos que brinden los mismos beneficios, sin
hacer uso de ellas.
Optimización
Las dosis a las personas deben ser “tan bajas como razonablemente sean posibles”.
Principio ALARA:
“As Low As Reasonably Available”
Deben analizarse todas las mejoras posibles
tendientes a disminuir los riesgos radiológicos, en
función de los costos implicados.
Limitación de dosis
Más allá de la optimización, se imponen límites de dosis a las personas, de modo que el riesgo
radiológico se enmarque dentro de valores asemejables a los de otros tipos de actividades
realizadas por el ser humano.
Los límites no deben ser considerados como
líneas divisorias entre seguridad y peligro.
Limitación de dosis
Dosis/Aplicación Laboral Público
Efectiva 20 mSv/año (*) 1 mSv/año (**) Equivalente en
cristalino 150 mSv/año 15 mSv/año Equivalente en piel,
pies y manos 500 mSv/año 50 mSv/año
(*) Promediado durante 5 años, siempre que en un año no se exceda de 50 mSv.
(**) Promediado en 5 años.
ASPECTOS DE LA SEGURIDAD Característica del fabricante
Presencia y actitud del responsable Implementar todas las herramientas
que consideren necesarias
OTROS ASPECTOS DE SEGURIDAD capacitación del personal
Mantenimiento
Monitores de seguridad Medidor de Radiación
registros
EMERGENCIAS
• Procedimiento de emergencia – plan de contingencia
FACTORES QUE CONTRIBUYEN A LOS ACCIDENTES
• Fallo en el uso de medidores de radiación
• Fallo del equipo
• Poco o ningún entrenamiento
• No se siguen los procedimientos de seguridad
• Programa de seguridad inadecuado o ausente
Acciones para encarar la mitigación
• Dirigida por el responsable
• Realizar todo lo que este a su alcance para retomar el control de la situación
• La presencia del elemento radiactivo no es impedimento para salvar vidas o combatir fuego, etc.
• Delimitar la zona del accidente
• Evaluar el estado de las fuentes
• Accidente con o sin emisión de material radiactivo en el ambiente ( posterior descontaminación )
