manual de radioproteccion - López

MANUAL DE RADIOPROTECCION
Instituto de Parasitología y Biomedicina "López Neyra"
Consejo Superior de Investigaciones Científicas
(Actualización a 27 de febrero de 2004)
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Instituto de Parasitología y Biomedicina López Neyra
INDICE
1. INTRODUCCION ........................................................................................... 5
2. CONCEPTOS BASICOS DE RADIACTIVIDAD ............................................ 6
2.1 CONCEPTO DE RADIACITVIDAD ................................................................................................ 6
2.2. ACTIVIDAD ....................................................................................................................................... 6
2.3 PERIODO DE SEMIDESINTEGRACIÓN ...................................................................................... 6
2.4. UNIDADES QUE MIDEN LA ACTIVIDAD................................................................................... 7
2.5. RADIACION IONIZANTE ............................................................................................................... 7
3. RIESGOS RADIOLÓGICOS EN LA INSTALACION..................................... 9
3.1. TIPOS DE FUENTES MANIPULADAS EN LA INSTALACION................................................ 9
3.1.1Fuente encapsulada .......................................................................................................................... 9
3.1.2.Fuente no encapsulada .................................................................................................................... 9
3.2. TIPOS DE RIESGOS ......................................................................................................................... 9
3.2.1. Riesgos de irradiacion.................................................................................................................. 10
3.2.2. Riesgos de contaminacion............................................................................................................ 10
3.3. ACCIDENTES PREVISIBLES EN LA INSTALACION RADIACTIVA .................................. 10
4. DETECCION DE LA RADIACION ............................................................... 12
4.1. INTRODUCCION ............................................................................................................................ 12
4.2. MONITORES PORTATILES ......................................................................................................... 12
4.3. CONTADOR DE CENTELLEO LIQUIDO .................................................................................. 12
5. CONTROL Y VIGILANCIA DE LA RADIACION Y CONTAMINACION ...... 14
5.1. VIGILANCIA Y CONTROL DE LA RADIACIÓN ..................................................................... 14
5.1.1. Tipos de medidas de radiación. Periodicidad............................................................................... 14
5.2. VIGILANCIA DE LA CONTAMINA ............................................................................................ 15
5.2.1. Medidas de contamianción en zonas de trabajo ........................................................................... 15
5.2.2. Medidas de contamianción personal ............................................................................................ 15
5.2.3. Niveles de registro ....................................................................................................................... 16
5.3. FORMAS BASICAS DE PROTECCION ...................................................................................... 17
5.3.1. Para reducir la irradiación............................................................................................................ 17
5.3.2. Para reducir la contaminacion...................................................................................................... 18
5.3.3. Control de permanencia ............................................................................................................... 19
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5.3.4. Equipos de proteccion personal................................................................................................... 19
5.4. METODOS DE DESCONTAMINACIÓN ..................................................................................... 19
5.4.1. Metodos generales de descontamianción ..................................................................................... 19
5.4.2. Forma de actuar frente a una contaminación externa................................................................... 20
5.4.3. Descontmaianción personal ......................................................................................................... 21
6.DETERMINACION Y REGISTRO DE LAS DOSIS INDIVIDUALES ............ 23
6.1. INTRODUCCION ............................................................................................................................ 23
6.2. DETERMINACION DE LA DOSIS DEBIDA A RADIACION EXTERNA .............................. 23
6.2.1. Tipos de dosimetros utilizados..................................................................................................... 23
6.2.2. Cómo se utiliza el dosimetro........................................................................................................ 23
6.2.3. Recomendaciones para usar el dosimetro .................................................................................... 24
6.2.4. Cuando se debe utilizar el dosimetro ........................................................................................... 24
6.2.5. Periodicidad de la lectura de los dosimetros ................................................................................ 25
7. VIGILANCIA Y CONTROL DEL MATERIAL RADIACTIVO........................ 26
7.1. NORMAS PARA LA ADQUISICIÓN DE MATERIAL RADIACTIVO. .................................. 26
7.2. RECEPCIÓN DE MATERIAL RADIACTIVO ............................................................................ 26
7.3. ALMACENAMIENTO Y TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO. ........................... 26
8. GESTION DE RESIDUOS RADIACTIVOS.................................................. 28
8.1. CLASIFICACIÓN ............................................................................................................................ 28
8.2. CARACTERIZACIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACITVOS .................................................. 29
8.3. SEGREGACIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS ............................................................ 29
8.3.1. Residuos radiactivos de Gestión Interna ...................................................................................... 30
8.3.2. Residuos radiactivos transferible a ENRESA. ............................................................................. 31
8.4. SEÑALIZACIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS............................................................ 33
8.5. ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVO ............................................................. 33
8.6. EVACUACIÓN................................................................................................................................. 33
9. NORMAS DE MANIPULACION .................................................................. 35
9.1. INTRODUCCION. PRINCIPIOS BASICOS ................................................................................ 35
9.2. RADIOISÓTOPOS UTILIZADOS EN LA INSTALACIÓN....................................................... 35
9.2. NORMAS GENERALES DE MANIPULACIÓN ......................................................................... 36
9.2.1. A nivel personal ........................................................................................................................... 36
9.2.2. A nivel de sitio de trabajo ............................................................................................................ 36
9.2.3. A nivel del entorno ...................................................................................................................... 37
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9.2.4. Utilización de isótopos................................................................................................................. 37
9.2.5. Actuaciones en caso de accidente o derrame ............................................................................... 38
9.3. NORMAS DE TRABAJO EN EL LABORATORIO DE RADIACTIVIDAD............................ 38
9.3.1. Normas a seguir en el laboratorio de radiactividad...................................................................... 39
10. ISOTOPOS UTILIZADOS EN EL INSTITUTO DE PARASITOLOGIA Y
BIOMEDICINA LOPEZ NEYRA....................................................................... 40
10.1. TRITIO (3H).................................................................................................................................... 40
10.2. CARBONO (14C)............................................................................................................................. 41
10.4. FOSFORO (32P) .............................................................................................................................. 42
10.5. YODO (125I) ..................................................................................................................................... 43
10.6. CROMO (51Cr)................................................................................................................................ 44
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1. INTRODUCCION
Este documento contiene nociones básicas, así como normas generales y
especiales de trabajo para reducir los riesgos cuando se trabaja con radiaciones ionizantes.
Este manual está disponible para todo el personal del centro que manipule material
radiactivo. Se encuentran copias de este al menos en las siguientes dependencias:
9 Servicio de Radiactividad y Seguridad Biológica.
9 En todos los laboratorios particulares.
Los riesgos que produce el uso de radiaciones ionizantes, ha obligado a los
organismos internacionales a promover normas en materia de Radioprotección que
permitan reducir dichos riesgos a niveles mínimos. Cada país ha convertido las normas
emitidas por estos organismos en leyes y reglamentos.
En lo que respecta a la Legislación Española es bastante amplia, y no se cree
conveniente incluirla en este manual. Como más significativa a efectos de radioproteccion
en nuestra instalación tenemos:
•
Real Decreto 53/1992, de 24 de enero, por el que se aprueba el Reglamento sobre
Proteccion Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes.
•
Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento
sobre instalaciones nucleares y rediactivas.
La persona que este interesada en algún punto especifico en lo que respecta a
legislación radiactiva, podrá solicitarlo al servicio de Radiactividad y Seguridad
Biológica.
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2. CONCEPTOS BASICOS DE RADIACTIVIDAD
2.1 CONCEPTO DE RADIACITVIDAD
Los núcleos atómicos son estables. Su estabilidad se debe a que hay una
adecuada proporción entre el numero de protones y neutrones.
Cuando la relación entre el numero de protones y neutrones esta desequilibrado
respecto a los valores que le confieren estabilidad, espontáneamente los núcleos tienden
a alterar su composición y a emitir partículas, hasta alcanzar una configuración estable,
fenómeno que se conoce como radiactividad.
2.2. ACTIVIDAD
Desde un punto de vista practico se utiliza el termino actividad de un compuesto
marcado radiactivamente.
La actividad se define como el numero de desintegraciones por unidad de tiempo
y vale:
A = A0 x e-λt
1.
2.
3.
4.
Siendo A la actividad de la muestra transcurrido el tiempo t.
Siendo A0 la actividad inicial de la muestra.
Siendo e la base del logaritmo natural.
Siendo λ la constante radiactiva
2.3 PERIODO DE SEMIDESINTEGRACIÓN
A efectos prácticos en lugar de λ se utiliza otra constante relacionada, llamada
periodo de semidesintegración, y se define como el intervalo de tiempo requerido para
que la actividad de la muestra se reduzca a la mitad.
La expresión que relaciona la constante radiactiva con el periodo de
semidesintegración es:
λ= ln2 / T1/2
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Los valores del periodo de semidesintegración son característicos de cada
radioisótopo.
2.4. UNIDADES QUE MIDEN LA ACTIVIDAD
La unidad en el sistema internacional es el Bequelerio, Bq = 1 d / segundo.
Históricamente y de uso mas extendido es el Curio, que se define originariamente
como la actividad de 1 gramo de 226Ra.
La relación entre Curio y Bequelerio es la siguiente:
1 Ci = 3,7 x 1010 dps. = 3,7 x 10 10 Bq.
1 Bq = 2,7 x 10 -11 Ci.
2.5. RADIACION IONIZANTE
Una radiación se entiende como ionizante cuando su nivel de energía es suficiente
para arrancar electrones de la corteza de los átomos con lo que interacciona, produciendo
una ionización de los mismos.
La radiación ionizante esta caracterizada por:
•
Poder de ionización: que es proporcional al nivel de energía.
•
Capacidad de penetración : que es inversamente proporcional al tamaño de la
partícula.
Dependiendo del tipo de desintegración de los radionucleidos, se establece la
clasificación de la radiación ionizante en los siguientes tipos:
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Radiación α.
Las partículas alfa, son átomos de helio doblemente ionizado, núcleos de helio 4, o
la unión de dos protones y dos neutrones.
Cuando un átomo sufre una desintegración alfa, el numero atómico Z disminuye
en dos unidades y su numero másico decrece en cuatro unidades.
Las partículas alfa presentan un alto poder de ionización y baja capacidad de
penetración.
Radiación Beta
Bajo la denominación de desintegración beta, se agrupan tres procesos. Desde el
punto de vista de nuestra instalación describiremos la desintegración beta negativa.
La desintegración beta negativa consiste en la emisión de electrones, llamados en
este caso partículas beta negativas. Los electrones emitidos se originan por
transformación nuclear que se produce en la conversión de un neutrón en un protón, un
electrón y un antineutrino. El núcleo descendiente en la desintegración beta negativa
tendrá el mismo numero másico pero su numero atómico será una unidad mayor.
En la instalación radiactiva todos los radionucleidos son emisores beta negativos:
32
P, 35S, 14C y 3H.
Radiación Gamma
La radiación gamma es un proceso mediante el cual, un núcleo que se encuentra
en uno de sus niveles excitados pasa a otro de menor energía mediante emisión de
radiación electromagnética. En la instalación radiactiva son emisores gamma los
radionucleidos 125I y 51Cr.
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3. RIESGOS RADIOLÓGICOS EN LA INSTALACION
Las radiaciones ionizantes son invisibles, no las sentimos, por ello la proximidad
de una fuente radiactiva presenta riesgos. de radiación y contaminación.
3.1. TIPOS DE FUENTES MANIPULADAS EN LA INSTALACION
FUENTE RADIACTIVA: es un aparato o sustancia capaz de emitir radiaciones
ionizantes.
Existen dos tipos de fuentes radiactivas: encapsulada y no encapsuladas.
3.1.1Fuente encapsulada
Es todo material radiactivo herméticamente cerrado y sellado dentro de un
contenedor no radiactivo.(La que esta dentro del contador de centelleo liquido).
3.1.2.Fuente no encapsulada
Es la que contiene sustancias radiactivas que pueden ser extraídas. total o
parcialmente y manipuladas fuera de sus contenedores.
En la instalación radiactiva del I.P.L.N. solo se utilizan fuentes no encapsuladas, a
excepción de las que hay en el contador de centelleo.
3.2. TIPOS DE RIESGOS
Los riesgos derivados del manejo de fuentes de radiaciones ionizantes pueden ser
de diferentes tipos: de irradiación y de contaminación.
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3.2.1. Riesgos de irradiacion
Siempre que una persona u objeto esta próxima a una fuente, existe riesgo de
irradiación. Son producidos tanto por fuentes encapsuladas como por las no encapsuladas.
3.2.2. Riesgos de contaminacion
Siempre que sustancias radiactivas están presentes en un medio o superficie en los
que son indeseables hay contaminación radiactiva.
La contaminación radiactiva se debe fundamentalmente a fuentes no
encapsuladas, y en algunos casos a fuentes encapsuladas que han perdido su hermeticidad.
En la actualidad, teniendo en cuenta los isótopos y actividades manipuladas en la
Instalación Radiactiva del Instituto de Parasitología y Biomedicina López Neyra, los
riesgos de irradiación son prácticamente despreciables, sin embargo en todas las
manipulaciones hay riesgo de contaminación radiactiva por el continuo manejo de fuentes
no encapsuladas.
3.3. ACCIDENTES PREVISIBLES EN LA INSTALACION RADIACTIVA
Los incidentes-accidentes mas posibles que se pueden producir son:
1. Derrames de viales, de recipientes de residuos radiactivos o similares. El riesgo de
estos incidentes es de contaminación de:
• Superficie de trabajo y pavimentos.
• Material de laboratorio.
• Ropa de trabajo.
• Equipos de detección.
• Aparatos distintos.
2. Inhalaciones o ingestiones de productos radiactivos, con riesgo de contaminación
interna.
3. Incendio con riesgo de contaminación ambiental.
4. Robo de material radiactivo.
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Cualquier persona que tenga conocimiento de un posible incremento de riesgo de
irradiación o contaminación a consecuencia de un incidente, deberá comunicarlo
inmediatamente al supervisor, quien tomara las medidas adecuadas.
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4. DETECCION DE LA RADIACION
4.1. INTRODUCCION
La detección de las radiaciones ionizantes en la I.R. del I.P.L.N. se realiza de la
siguiente manera:
Medidas directas: para las que se utilizan monitores portátiles.
Medidas indirectas: realizando frotis que son leídos en el contador de centelleo.
4.2. MONITORES PORTATILES
•
•
•
•
Monitor portátil de contaminación marca: Miniinstrument, serie 900 para
emisores beta. (c.p.s)
Monitor portatil de contamianción (LAMSE).para emisores beta y gamma (c.ps. y
Bq/cm).
Monitor de contamiancion marca Miniinstrumen, serie 900 para emisores gamma.
(c.p.s)
Monitor de radiación Smartion. Tasa de dosis. (µSv/h)
4.3. CONTADOR DE CENTELLEO LIQUIDO
•
Contador LKB 1209 RackBeta para emisores beta. (c.p.m y d.p.m).
•
El contador de centelleo liquido, utilizado para medir la actividad de una muestra
radiactiva, tiene una eficiencia de contaje, que varia dependiendo de los siguientes
factores:
•
•
•
Energía de emisión del isótopo considerado.
Quenching.
Tipo de vial.
Generalmente hay tres tipos de quenching: Químico, de color y físico o de
absorción.
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- El quenching químico, ocurre cuando la muestra contiene sustancias químicas
que absorben la energía transferida al disolvente por las partículas beta, sin
producir centelleo.
- El quenching de color ocurre cuando la muestra contiene sustancias coloreadas
con espectro de absorción parcial o totalmente sobrepuesto a la longitud de onda
del centelleador, los fotones producidos por la desintegración beta son
parcialmente absorbidos.
- El quenching físico o de absorción, significa que la energía de la partícula es
parcial o totalmente absorbida antes que la partícula alcance el cetelleador.
Para corregir los efectos del quenching se tiene en cuenta la eficiencia de contaje
para unas condiciones experimentales concretas.
La eficiencia del contador de centelleo liquido esta determinada por la siguiente
expresión:
Eficiencia = (c.p.m - Fondo / d.p.m)x 100
c.p.m (cuentas medidas en el contador)
d.p.m (actividad real de la muestra)
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5. CONTROL Y VIGILANCIA DE LA RADIACION Y
CONTAMINACION
Su finalidad es hacer una estimación de los niveles de radiación y contaminación
en los lugares de trabajo, que permitan trabajar dentro de los Limites Anuales de Dosis
(LAD).
5.1. VIGILANCIA Y CONTROL DE LA RADIACIÓN
Se realizan medidas de radiación con el fin de comprobar que las dosis y niveles
de riesgo existente están dentro de los limites correspondientes a la instalación
radiactiva.
5.1.1. Tipos de medidas de radiación. Periodicidad.
En zonas de trabajo
-.Estas medidas se realizan en todos los lugares situados en las proximidades de
las fuentes de radiación y en zonas de trabajo.
Forma de realzarla
-. De forma rutinaria, para determinar los niveles de radiación en el puesto de
trabajo.
-. De forma periódica, para comprobar la idoneidad de algún procedimiento
concreto o algún blindaje.
A nivel personal
Tiene como finalidad conocer las dosis recibidas por los trabajadores expuestos
durante el desarrollo de su trabajo.
Cuando las medidas de radiación y contaminación superen los limites de registro
establecidos en la I.R. serán anotados en el Diario de Operación y se procederá a
descontaminar.
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5.2. VIGILANCIA DE LA CONTAMINA
5.2.1. Medidas de contamianción en zonas de trabajo
Nivel de contaminación superficial: fija o desprendible. Se realiza en :
•
Superficies: paredes, suelos, poyatas, etc.
•
Aparatos: centrífuga, nevera, baños, etc.
•
Material diverso: pantallas, contenedores de residuos radiactivos, etc.
Nivel de contaminación ambiental
•
Medidas de contaminación ambiental en los lugares donde se están realizando las
manipulaciones y en zonas colindantes.
•
Medida del nivel de radiación de los diferentes contenedores y lugares donde se
guardan productos radiactivos y residuos radiactivos.
Forma de realizarlas
Directa: Utilizando un monitor de contaminación de superficies: monitor para
emisores beta y gamma.
Indirectas: realizando frotis. Utilizar papel de filtro, frotando la superficie a medir.
Contar el papel en el contador de Centelleo liquido (para emisores beta).
5.2.2. Medidas de contamianción personal
Tiene como finalidad reducir la dosis equivalente que puede recibir el organismo,
bien de forma directa por irradiación, o por incorporación de radioisótopos.
Tipos de medida:
- Externa o cutánea: piel, ropa y calzado.
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- Interna: se sospecha de la posible incorporación de radioisótopos
contaminantes
Forma de realizarla:
- Nivel de contaminación externa: monitores de contaminación portátiles.
- Nivel de contaminación interna: De forma indirecta realizando bioensayos de
muestras biológicas.
Las medidas de contaminación interna sólo se realzan cuando los valores
obtenidos en la vigilancia de las zonas de trabajo indican posibilidad de producirse
incorporaciones significativas de radioisótopos o cuando se produzca un accidente
radiológico que de lugar a una contaminación interna.
Cualquier indicio de posible contaminación interna será notificado, de inmediato
al Supervisor de la Instalación Radiactiva, anotándose en el Diario de Operación.
5.2.3. Niveles de registro
Se
establecen
niveles
de
referencia,
siguiendo
las
recomendaciones
internacionales
Niveles de registro
Son niveles de referencia, cuya superación implica el registro de las medidas
realizadas en el Diario de Operación .
Niveles de registro de contaminación superficial
Laboratorios con zonas autorizadas
3,7 Bq/cm2.
Laboratorio de radioisótopos
37 Bq/cm2
Niveles de registro de contaminación personal
Externa (Piel)
0,37 Bq/cm2
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Interna
Siempre
Nivel de registro para tasa de dosis
Laboratorios con zonas autorizadas
1 µSv/h
Laboratorio radioisótopos
2,5 µSv/h
Niveles de comunicación al Consejo de Seguridad Nuclear
Establecidos como niveles de referencia, cuya superación implica la
comunicación al Consejo de Seguridad Nuclear
Niveles de Comunicación de contaminación Superficial
Laboratorios con Zonas Autorizadas
370 Bq/cm2
Laboratorios de radioisótopos
3,7 KBq/cm2
Niveles de Comunicación de la contaminación personal
Externa (piel)
3,7 Bq/cm2
Interna
1/100 LIA
(LIA: Limite de incorporación anual)
5.3. FORMAS BASICAS DE PROTECCION
5.3.1. Para reducir la irradiación
Básicamente hay que controlar tres parámetros: distancia, tiempo y blindaje.
Distancia
Debe ser la máxima posible de la fuente. Conviene tener en cuenta que la dosis
recibida a una distancia "d" de la fuente es inversamente proporcional al cuadrado
de la distancia (Dosis (D) = 1 / d2).
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Tiempo
Debe ser el menor posible. La dosis acumulada D por una persona en un area
donde la tasa de dosis es D* durante un tiempo t es:
D= D* . t
Asi, cuanto menor sea el teiimpo invertido en realizar una determinada operación,
menor será la dosis recibida.
Blindaje
Cuando la combinación de tiempo y distancia, no reduce la dosis a niveles
permisibles, hay que interponer una barrera de material absorbente entre la fuente
y el usuario para atenuar la radiación. Para emisores beta energéticos, como es el
caso del
32
P, se utilizan materiales plásticos, formados por elementos de bajo
número atómico ( metacrilato con 1 cm de espesor). Para el resto de los emisores
beta usados en la instalación no es necesario para el 3H (tritio) en ningún caso;
para el
35
S (Azufre-35) y el
14
C (carbono-14) el apantallamiento es necesario
cuando se manipulan actividades elevadas. Para emisores gamma se materiales
compuestos por elementos de alto numero atómico, Z, generalmente plomo o
vidrio plomado.
5.3.2. Para reducir la contaminacion
Las precauciones generales a tener en cuenta para reducir la contaminación son:
•
Emplear la mínima cantidad posible de radionucleido necesaria para el resultado
que se quiera conseguir.
•
Utilizar sistemas de confinamiento y retención: bandejas o similares.
•
Utilizar siempre que sea necesario el detector.
•
Emplear sistemas de descontaminación.
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•
Cumplir las normas de trabajo.
5.3.3. Control de permanencia
La entrada y permanencia al laboratorio de radiactividad esta controlada por el
supervisor de la I.R. Para ello se dispone de unas hojas colocadas en el tablón de este
laboratorio, en la cual se reservara la zona de trabajo o utilización de aparatos por los
usuarios .(Hoja de control)
5.3.4. Equipos de proteccion personal
A continuación se indican distintos elementos de protección personal:
•
Bata de laboratorio.
•
Guantes desechables.
•
Blindajes.
•
Delantar plomado.
5.4. METODOS DE DESCONTAMINACIÓN
Todos los métodos para eliminar la contaminación externa van encaminados a
evitar la entrada del radionucleido en el interior del organismo.
5.4.1. Metodos generales de descontamianción
1º. Localizar y señalizar la zona contaminada
2º. Utilizar agentes descontaminantes frotando solo la zona contaminada,
tratando de evitar la dispersión de contaminante.
3º. Monitorizar. Si persiste la contaminación, continuar limpiando.
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4º. Si la contaminación todavía persiste, dejar señalizada utilizando las etiquetas
adecuadas, indicando fecha, radioisótopo y actividad.
5º. Evacuar todo material utilizado en este proceso como residuo radiactivo.
6º. Reflejar el suceso, indicando fecha, medidas iniciales y finales de
contaminación, radioisótopo y procedimiento seguido para descontaminar, en el
Registro de material radiactivo correspondiente.
7º. Comunicarlo al Servicio de Radiactividad.
5.4.2. Forma de actuar frente a una contaminación externa
Todos los procedimientos empleados para eliminar contaminación externa van
encaminados, a evitar la contaminación personal interna.
Cuando se ha producido contaminación externa, se procederá de la siguiente
manera:
Descontaminación de superficies (La Descontaminación se hará siempre por vía
húmeda.
1º. En caso de derrame utilizar inmediatamente material absorbente.
2º. Acotar y señalizar la zona, restringiendo en caso necesario el acceso de
personal a la zona.
3º. Trasladar los equipos no contaminados fuera de la zona afectada.
4. Seguir la pautas indicadas en los métodos generales de Descontaminación.
5. Si la Descontaminación persiste, la zona contaminada se dejara cubierta y
debidamente señalizada.
Descontaminación de equipos
1º. Desconectar el equipo de la red.
2º. Se realizará una monitorización exhaustiva para localizar los punto
contaminados e identificar el radioisótopo contaminantes.
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3º. Posteriormente se procederá a su Descontaminación siguiendo las pautas
anteriormente indicadas.
4º. Si la Descontaminación es persistente o afecta a partes internas del equipo,
será conveniente que la Descontaminación la lleve a cabo una empresa
especializada.
5. Si la contaminación ha sido producida por radioisótopos de periodo de
semidesintegración corto, el equipo se podría mantener almacenado,
debidamente blindado, hasta que decaiga la actividad radiactiva
5.4.3. Descontmaianción personal
Actuaciones frente a una contaminación personal externa
- Quitar la ropa y elementos tales como anillos, reloj, etc.
- Controlar el material retirado con el detector adecuado.
- Lavar las zonas contaminadas sucesivas veces y monitorizar.
- No utilizar descontaminantes abrasivos, agua caliente ni disolventes orgánicos.
- En caso de contaminación generalizada:
- Informar al servicio de radiactividad
- Descontaminar las distinta partes del cuerpo
Descontaminación de las distintas parte del cuerpo
Piel. Utilizar agua tibia, jabón y cepillo blando
Pelo y cuero cabelludo. Ocluir lo orificios nasales, y odios y realizar tres
lavados con jabón neutro durante 3 o 5 minutos.
Ojos. Lavar con agua tibia o suero salino utilizando frascos lavaojos, durante un
tiempo aproximado de 15 minutos.
Mucosas y fosas nasales. Enjuagar con agua con sal.
Boca. Enjuagar con agua con sal, evitando la ingestión durante el proceso. Si la
contaminación persiste utilizar jabón neutro muy diluido.
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Oídos. Lavar con abundante agua, utilizando una jeringa.
Vías de contaminación interna:
- Absorción cutánea.
- Ingestión
- Inhalación
Antes de proceder a la Descontaminación interna hay que conocer:
- Momento exacto del accidente.
- Vía de entrada de radioisótopo.
- Tipo de radioisótopo
- Actividad incorporada.
Pautas de actuación cuando la vía de contaminación sea:
Por absorción (heridas abiertas)
- Someter la herida aun chorro de agua a presión hasta que sangre.
- Monitorizar.
- Lavar la herida con agua oxigenada, o suero fisiológico.
- Aplicar antiséptico (mercuro-cromo) y pomada antibactericida
- Cubrirla, para evitar la infección y la posible dispersión de resots de
contaminación.
Por ingestión o inhalación
- Favorecer su eliminación provocando vomito o expectoración
- Facilitar la ingesta de liquido, para facilitar la eliminación
- Se recomiendo acudir al servicio medico, previa comunicación al
Servicio de radiactividad.
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6.DETERMINACION
INDIVIDUALES
Y
REGISTRO
DE
LAS
DOSIS
6.1. INTRODUCCION
Los profesionales expuestos de la Instalación Radiactiva. del Instituto de
Parasitología y Biomedicina López Neyra, por trabajar de forma habitual en zona vigilada
están sometidos a vigilancia de exposición.
De acuerdo con el Reglamento de Protección Sanitaria contra las Radiaciones
Ionizantes, los trabajadores expuestos de nuestra instalación están clasificados en la
Categoría B, no estando por lo tanto obligados a utilizar dosímetro personal. Ahora bien,
como la citada I.R., no dispone de una dosimétria de área exhaustiva, en su defecto se
utilizan dosímetros personales, para control de dosimétria externa.
6.2. DETERMINACION DE LA DOSIS DEBIDA A RADIACION EXTERNA
Se realiza utilizando dosímetros personales.
6.2.1. Tipos de dosimetros utilizados
Se utilizan dosímetros de termoluminiscencia (TLD), de la marca Harshaw de
solapa.
Estos dosímetros son personales, intransferibles, no se puede pasar de una persona
a otra.
6.2.2. Cómo se utiliza el dosimetro
24
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El dosímetro de solapa será colocado en la zona del tronco más expuesta, a la
altura del pecho, sobre la bata. Si se utiliza ropa de protección, el dosimetro se colocara
debajo de esta vestimenta.
6.2.3. Recomendaciones para usar el dosimetro
•
Cuando se realiza un cambio de bata, no olvidar el dosimetro de la bata utilizada
y colocarlo en la nueva.
•
Cuando finalice su trabajo, deje el dosimetro en lugar cerrado protegido del calor
y la luz, donde solo exista el fondo natural de radiación.
•
Si se pierde el dosimetro, comuníquelo inmediatamente al Supervisor de la I.R.
•
Si se sospecha una sobreexposición, notifíquelo al Supervisor de la I.R.
•
Si un dosímetro resulta contaminado, se quitara inmediatamente del lugar donde
estaba colocado, guardándolo en un contenedor. Se comunica al supervisor de la
I.R.
6.2.4. Cuando se debe utilizar el dosimetro
Siempre que se manipulen isótopos y actividades que sean detectadas por el
dosimetro. A continuación figura una tabla, en la que aparecen reflejados diferentes
isótopos utilizados en la I.R. del I.P.L.N., indicando los casos en los que se estima
necesario, conveniente y no necesario el uso del dosimetro. Cuando se indica que no es
necesario, no es porque los isótopos o actividades utilizadas sean inocuas, sino porque el
dosimetro no lo detecta.
USO DE DOSIMETROS
Es necesario
Es conveniente
32
51
P
125
I
Cr
14
C Ac> 5mCi
35
S Ac> 5mCi
No es necesario
3
H
25
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Cuando un profesional expuesto va a comenzar a trabajar con un isótopo que
requiera uso de dosímetro, lo notificara al Supervisor de la I.R.
6.2.5. Periodicidad de la lectura de los dosimetros
De acuerdo al Reglamento de Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes,
son leídos una vez al més.
Cuando se sospecha una sobreexposición o ha ocurrido un accidente, se mandan
inmediatamente a leer.
La lectura de dosimetro la realiza el Servicio de Radioprotección del Ministerio de
Sanidad y Consumo, ubicado en el Instituto Carlos III.
26
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7. VIGILANCIA Y CONTROL DEL MATERIAL RADIACTIVO
7.1. NORMAS PARA LA ADQUISICIÓN DE MATERIAL RADIACTIVO.
- La adquisición de material radiactivo es autorizada por supervisor de la
instalación radiactiva.
- Está totalmente prohibido introducir productos radiactivos en centro si no se
dispone de autorización previa del supervisor.
- El solicitante tiene que cumplimentar un impreso de pedido en el que se refleje
los datos siguiente: actividad, nombre del producto radiactivo, radioisótopo,
referencia en el catalogo, casa comercial y fecha de pedido
7.2. RECEPCIÓN DE MATERIAL RADIACTIVO
- La llegada de los pedidos de productos radiactivos deben ser comunicada al
supervisor.
- Antes de la apertura del paquete se comprobara la ausencia de radiación y el
nivel de contaminación.
- Se señalizara y registrara indicando: fecha, radioisótopos, actividad, compuesto
radiactivo y nombre del laboratorio.
- El supervisor comunicara la llegada a cada usuario.
7.3. ALMACENAMIENTO Y TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO.
- Las fuentes
y material marcado debe estar identificado: nombre del
compuesto, radionucleido, laboratorio y fecha.
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- Los productos radiactivos, serán almacenados de acuerdo con el tipo de
emisión en gammateca, congeladores o nevera.)
- Se dispondrá de un inventario actualizado de todos los productos radiactivos
almacenados.
-. El material radiactivo se guarda, mientras no este en uso, en recipientes
blindados y cerrados, que no permiten la irradiación ni contaminación de personas
u objetos por encima de los limites establecidos.
- En la actualidad cada laboratorio tiene asignado un contenedor de metacrilato, en
el cual se almacena emisores beta, ubicado en el congelador del Laboratorio de
Radiactividad.
- Los emisores gamma, se guardaran en nevera a 4º o en congelador a -20 ºC,
dependiendo del tipo de compuesto. Estos se mantendrán siempre en su recipiente
plomado de origen, para atenuar la radiación. Cuando el compuesto radiactivo
emisor gamma tenga que almacenarse a temperatura ambiente, la instalación
dispone de una gammateca.
- El transporte de material radiactivo dentro del centro se realizara en
contendeores de doble contención, blindados en caso necesario y cerrados para
evitar la dispersión del material radiactivo.
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8. GESTION DE RESIDUOS RADIACTIVOS
Se considera residuo radiactivo todo material u objeto que emite radiaciones
ionizantes por estar contaminado con isótopos radiactivos y para el que no hay previsto
ningún uso.
La gestión de residuos radiactivos es el conjunto de actividades técnicas y
administrativas que tienen por objeto acondicionar y controlar los residuos de forma que
no causen daño ni a la salud ni a los bienes de las personas. Para realizar una buena
gestión conviene tener en cuenta las siguientes precauciones generales:
1- Clasificación de los residuos radiactivos.
2- Caracterización
3- Segregación
4- Transporte interno
5- Almacenamiento
6- Evacuación
8.1. CLASIFICACIÓN
Atendiendo al estado físico se clasifican de la siguiente manera:
-Sólidos heterogéneos: papeles, guantes, trapos, viales, etc.
-Instrumentos cortante y punzantes.
-Biológicos: cadáveres, excretas, tejidos, etc.
-Líquidos: Acuosos.
-Orgánicos
-Mixtos: viales de centelleo.
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Atendiendo al periodo de semidesintegración
- Residuos de bajo periodo de semidesintegración (< 100 dias):
P-32, S-35, I-125, Cr-51
- Residuos de largo periodo de semidesintegración (> 100 dias):
C-14, H-3
Atendiendo al tipo de riesgo que poseen los residuos
-Residuos radiacitvos.
-Residuos radiactivos con productos tóxicos y peligrosos
-Residuos radiactivos con riesgo biológico
-Residuos radiactivos con productos tóxicos y riesgo biológico.
8.2. CARACTERIZACIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACITVOS
Para caracterizar los residuos radiactivos hay que tener en cuenta los siguientes
aspectos:
-Radioisótopo contaminantes.
-Estado físico del residuo.
-Actividad radiactiva
-Si el residuo posee otro tipo de riesgos.
8.3. SEGREGACIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS
La segregación de los residuos radiactivos se realiza de forma diferente según la
gestión final de los mismos. Siempre se debe de tender a:
-Minimizar la producción de residuos.
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-No mezclar residuos radiactivos con no radiactivos.
-No mezclar residuos de diferentes isótopos.
-No mezclar residuos liquido y sólidos.
-No mezclar residuos de alta actividad con los de baja actividad.
-No mezclar residuos orgánicos con acuosos.
-No mezclar residuos radiactivos con riesgo biológico con residuos que no
tengan dicho riesgo.
8.3.1. Residuos radiactivos de Gestión Interna
Son los residuos provenientes de la manipulación de radioisótopos con periodo
de semidesintegración menor a 100 días.
Se almacenan en la propia instalación radiactiva hasta su decaimiento o
desclasificación y, posteriormente se eliminan como residuos convencionales.
Para residuos sólidos
- Botellas de plástico de boca ancha, con capacidad para 2 litros, para residuos
cortantes, punzantes, puntas de pipeta, pipetas Pasteur, vidrio, etc.
-Bolsas de plástico de Galga 200 o de policarbonato transparentes, con
capacidad para 25 litros, para papeles, guantes, viales con liquido cerrados
herméticamente o residuos sólidos de baja actividad.
- Contenedores específicos para agujas hipodérmicas.
- Bolsas de plástico cierre hermético para cadáveres de animales o residuos
putrescibles (se añade un absorbente tipo vermiculita.)
Residuos líquidos
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- Botellas de plástico con capacidad para 5 litros.
- Tubos de plástico con una capacidad máxima de 50 ml, para pequeños
volúmenes de alta actividad.
Residuos mixtos
- Bolsas de plástico para viales con liquido de centelleo.
Residuos Radiactivos con productos toxicos. La segregación de estos residuos se
realiza siguiendo los mismos criterios que si tuviesen solo riesgo radiactivo pero de
forma separada en contenedores dispuestos para residuos con ambos riesgos. En este
caso, no podrán desecharse viales con liquido cerrados herméticamente. Estos viales
deberán desecharse vacíos y abiertos.
Residuos Radiactivos con Riesgo Biológico. La segregación de estos residuos se realiza
siguiendo los mismos criterios que si tuviesen solo riesgo radiactivo pero de forma
separada en contenedores dispuestos para residuos con ambos riesgos. A estos
contenedores se puede añadir productos específicos desinfectantes o inactivadores del
material biológico.
Residuos Radiactivos con Productos Tóxicos y Riesgo Biológico. La segregación de
estos residuos se realiza siguiendo los mismos criterios que si tuviesen solo riesgo
radiactivo pero de forma separada en contenedores dispuestos para residuos que posean
los tres tipos de riesgo. A estos contenedores se pueden añadir productos específicos
desinfectantes o inactivadores del material biológico, siempre y cuando no reaccionen
violentamente con los productos tóxicos y peligrosos.
8.3.2. Residuos radiactivos transferible a ENRESA.
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Son los residuos provenientes de la manipulación de radioisótopos con periodo
de semidesintegración superior a los 100 días.
Se almacenan en la instalación radiactiva hasta su retirada a través de ENRESA.
En general, los contenedores utilizados son:
Residuos sólidos
- Bolsas de 25 litros con raya verde indicadora de nivel máximo de llenado,
empleadas para todo tipo de material compactable (papeles, guantes, viales
vacíos abiertos, algodones, placas de células, etc.
- Contenedores para agujas hipodérmicas de ENRESA.
- Bolsas de plástico transparentes, de cierre hermético a las que se añade
vermiculita para cadáveres de animales y/o material biológico. Estas se
depositan en congeladores en bolsa de raya verde.
Residuos líquidos
- Contenedores para residuos liquidas o lechera suministrada por ENRESA con
capacidad para 25 litros. Se llevara a cabo separación de residuos acuosos de
residuos orgánicos. Es muy importante no mezclar residuos sólidos con líquidos.
Residuos mixtos
- Contenedores para residuos líquidos o lecheras o bolsas con raya verde de
ENRESA (doble bolsa) para almacenar viales o tubos de plástico cerrados
herméticamente con liquido de centelleo.
- Cuando además de riesgo radiactivo los residuos radiactivos transferibles a
ENRESA posean otro tipo de riesgo simultáneamente, se gestionara de la
siguiente manera.:
- Residuos radiactivos con productos Tóxicos. La segregación se hará
con los mismos criterios que si tuviese solo riesgo radiactivo pero de
forma separada en contenedores dispuestos para residuos con ambos
tipos de riesgo. En este caso, no podrán desecharse viales con líquidos
cerrados herméticamente. Estos viales deberán desecharse vacíos y
abiertos.
- Residuos Radiactivos con Riesgo Biológico. . La segregación se hará
con los mismos criterios que si tuviese solo riesgo radiactivo pero de
forma separada en contenedores dispuestos para residuos con ambos
tipos de riesgo. A estos contenedores se pueden añadir productos
específicos desinfectantes o inactivadores de material biológico.
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- Residuos Radiactivos con productos Tóxicos y Riesgo biológico: La
segregación se hará siguiendo los mismos criterios que si tuviesen solo
riesgo radiactivo pero de forma separada en contenedores dispuestos para
residuos que posean los tres tipos de riesgo. A estos contenedores se
pueden añadir productos específicos desinfectantes o inactivadores de
material biológico. En cualquier caso es importante notificar a ENRESA
la existencia de riesgos adicionales presentes en los residuos.
8.4. SEÑALIZACIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS
Todos los residuos deben almacenarse señalizados con etiquetas adhesivas
especificas, en las que se indiquen:
- Radioisótopos contaminante
- Tipo de residuo
- Actividad
- En el caso de residuos sólidos se especificara la actividad medida o
estimada.
- En caso de residuos líquidos se contará una alícuota en un contador de
centelleo liquido para determinar la actividad.
- Si posee algún otro tipo de riesgo.
- Fecha de entrada en el almacén
- Numero de contenedor.
-. Fecha de almacenamiento/descalcificación del residuo.
8.5. ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVO
El almacenamiento de los residuos radiactivos puede ser:
- Almacenamiento Temporal. Para residuos radiactivos transferibles a ENRESA,
desde la fecha de entrega en el almacén hasta su retirada a través de ENRESA.
- Almacenamiento Definitivo. Para los residuos radiactivos de gestión interna.
- En los dos caso es necesario llevar un registro escrito de los residuos
almacenados.
8.6. EVACUACIÓN
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Los residuos radiactivos de gestión interna se mantendrán en el almacén el
tiempo necesario hasta que su actividad sea inferior a los niveles de excención
indicados en la legislación vigente.
Para evacuar los residuos radiactivos transferibles a ENRESA hay que solicitar
dicha retirada cumplimentando las hojas descriptivas suministradas por ENRESA.
Todas las evacuaciones que se realicen en la instalación radiactiva se deberán de
registrar en el Diario de Operación.
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9. NORMAS DE MANIPULACION
9.1. INTRODUCCION. PRINCIPIOS BASICOS
El uso de compuestos radiactivos pueden entrañar un riesgo para el usuario y para
la comunidad. Para evitarlo es indispensable ESTUDIAR, COMPRENDER Y APLICAR
las normas que aparecen en este documento. Este documento se ha estructurado en
diferentes apartados:
•
Normas generales, son de obligado cumplimiento en todo tipo de trabajo con
material radiactivo sea cual fuere el isótopo utilizado.
•
Normas de trabajo en el Laboratorio de radiactividad.
Las normas generales básicas es que cada persona que trabaje con material
radiactivo debe hacerlo de tal manera que no exponga ni a si misma ni a sus compañeros,
ni al entorno a radiación innecesaria ni excesiva. Hay que tener como máxima que la
mejor dosis mínima tolerable es la nula. Por ello procure siempre aplicar en sus
experimentos con radiactividad los principios siguientes:
•
Mínima actividad: compatible con el experimento.
•
Mínimo tiempo: de exposición.
•
Máxima distancia: a la fuente emisora.
9.2. RADIOISÓTOPOS UTILIZADOS EN LA INSTALACIÓN
RADIOISÓTOPOS
3
H
14
C
35
S
32
P
125
I
EMISIÓN
Beta
Beta
Beta
Beta
Gamma
ENERGIA
18 KeV
156 KeV
167 KeV
1,71 MeV
35 KeV
T1/2 TOXICIDAD
12,3 a.
Baja
5730 a. Moderada
87,4 d.
Baja
14,7 d. Moderada
60 d.
Alta
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51
Cr
Gamma
320 KeV
27 d.
Moderada
9.2. NORMAS GENERALES DE MANIPULACIÓN
9.2.1. A nivel personal
•
Usar siempre bata y guantes.
•
No pipetear con la boca. Usar pipetas automáticas.
•
No fumar, ni ingerir alimentos durante el tiempo de uso del isótopo.
•
Usar vitrinas en caso de utilización de productos volátiles o que se puedan generar
durante el experimento.
•
Utilizar el blindaje adecuado, siempre que sea necesario.
•
Llevar puesto dosimetro cuando sea necesario.
•
Tener a mano un detector.
•
Tener a disposición los contenedores de residuos radiactivos necesarios.
•
Es aconsejable utilizar tubos de tapón de rosca para manipular muestras marcadas.
9.2.2. A nivel de sitio de trabajo
•
Restringir el trabajo con radiactividad a una zona determinada del laboratorio.
•
Usar siempre doble contenedor, es decir trabajar en una bandeja contenida dentro
de otra mayor.
•
Cubrir el área de trabajo con papel plastificado.
•
Comprobar que al terminar el experimento, la superficie de trabajo, así como los
diferentes aparatos utilizados, no han sido contaminados.
•
No permitir en el entorno de trabajo, visitas ni reuniones.
•
Se tendrá especial cuidado en no contaminar objetos de uso compartido como
teléfono, interruptores de luz, grifos, tiradores de puertas, etc.
37
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9.2.3. A nivel del entorno
•
Comprobar que no se ha dejado contaminación en ningún lugar.
•
Eliminar los residuos radiactivos de forma adecuada, según las normas especificas
para cada isótopo. en ningún caso se pueden depositar objetos como agujas de
jeringuillas, pipetas Pasteur, etc, en bolsas de plástico, debido al peligro de que
estas se rasguen.
•
No se recogerán los residuos radiactivos que no se adapten a las normas
establecidas.
•
Es aconsejable el uso de liquido de centelleo biodegradable*.
9.2.4. Utilización de isótopos
En los laboratorios ordinarios solo podrán utilizarse las cantidades de los
diferentes isótopos indicadas a continuación. En este caso cada laboratorio dispondrá de
una zona exclusiva para el uso de radiosiotopos. Las manipulaciones con actividades
superiores deben hacerse en el Laboratorio de radiactividad.
Radioisotopo
Actividad
P-32
<20 μCi
S-35
<100 μCi
H-3
<250 μCi
C-14
<250 μCi
I-125
<20 µCi
Cr-51
<20 µCi.
Estas actividades son globales, es decir entre alicuota de producto, actividad
incorporada en muestra y residuo radiactivo.
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9.2.5. Actuaciones en caso de accidente o derrame
•
Conservar la serenidad.
•
Evitar que se extienda más, para ello utilizar material absorbente.
•
Aislar el área contaminada, señalizarla y restringir el acceso.
•
Notificarlo inmediatamente al Supervisor de la I.R.
•
Lavar con agua y detergentes o disolventes adecuados el área contaminada.
•
Comprobar que después de la limpieza no queda radiactividad en el área.
•
Todo el material utilizado en la Descontaminación, será recogido como residuo
radiactivo.
9.3. NORMAS DE TRABAJO EN EL LABORATORIO DE RADIACTIVIDAD
En este laboratorio se distinguen tres zonas de trabajo con isótopos radiactivos:
•
Zona de trabajo P-32.
•
Zona de Trabajo I-125 y Cr-51 (Campana de Gases).
•
Zona de trabajo S-35.
Cualquier manipulación cuya actividad exceda a la permitida en los laboratorios
ordinarios, se realizara en el laboratorio de radiactividad:
•
Técnicas de marcaje.
•
Almacenamiento de isótopos.
•
Almacenamiento de muestras marcadas.
•
Primeros lavados.
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9.3.1. Normas a seguir en el laboratorio de radiactividad
Se cumplirán las normas generales a nivel personal especificadas en el apartado
8.2 y además:
•
Reserva de zona de trabajo.
•
Cumplir las normas generales.
•
Llevar siempre puesto el dosimetro.
•
Cada usuario llevara el material necesario para la manipulación.
•
No saldrán de la instalación radiactiva actividades superiores a las permitidas en
los laboratorios.
•
Las muestra marcadas que salgan de la instalación radiactiva para su posterior
manipulación en el laboratorio, deben ir correctamente apantalladas.
•
Las zonas de trabajo, aparatos, y otros útiles existentes en la instalación radiactiva
son chequeados antes y después de cada manipulación. En caso de contaminación,
es responsable el usuario, teniendo la obligación de descontaminarlo.
•
Cada usuario es responsable de los residuos generados. En la instalación existen
contenedores generales de R.R, para los diferentes isótopos. En ellos se pueden
depositar los R.R. generados, durante la manipulación. Los datos relativos a los
R.R. quedaran reflejados en las fichas que se debe cumplir cada vez que se realiza
una manipulación, no mezclar los R.R de diferentes isótopos. Hay contenedores
para cada uno de ellos.
•
Cualquier duda que pueda aparecer, consultar con el Supervisor.
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10. ISOTOPOS UTILIZADOS EN EL INSTITUTO
PARASITOLOGIA Y BIOMEDICINA LOPEZ NEYRA
10.1. TRITIO (3H)
Emisión:
Beta.
Energía
18,6 KeV.
Periodo de semidesintegracion:
12,3 años
Organo critico.:
Todo el cuerpo. (proteínas.)
Alcance en aire:
6 mm.
Alcance en agua:
6 x 10 -8 mm.
Vida media efectiva en tejido biológico:
12 días.
Detección:
Externa:
Indirecta por frotis y centelleo liquido.
Interna:
Muestra de orina. Centelleo liquido.
Blindaje:
DE
No necesita.
El tritio no es peligroso por su penetración. Sino por su facilidad de intercambio
con el hidrogeno de las proteínas. No es detectado por los monitores Geiger, ni tampoco
por los dosimetros dan información sobre la exposición a tritio. Por ello hay que extremar
las condiciones de trabajo para evitar contaminación ambiental y personal.
Al acabar los experimentos realizar un frotis de la superficie de trabajo (trozo de
papel humedecido y contar en centelleo liquido).
Si se produce contaminación interna realizar un contaje en centelleo liquido a los
90 minutos y a las 3 y 5 horas de la exposición.
La eliminación de residuos tiene que ser cuidadosa segragandolos correctamente.
41
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10.2. CARBONO (14C)
Emisión:
Beta.
Energía:
0,156 MeV.
Periodo de semidesintegración:
5.730 años.
Organo critico:
todo el cuerpo (Tejido graso)
Alcance en aire:
24 cm.
Alcance en agua:
0,28 mm
Vida media efectiva en tejido biológico:
10 días.
Detección:
Externa:
Indirecta pro frotis y centelleo liquido.
Directa por Geiger de ventana fina.
Interna:
Blindaje:
Muestra de orina medida en centelleo liquido.
No es necesario, salvo con grandes actividades.
Mismas características en cuanto a dosimetria y eliminación de residuos que el
tritio.
La mayoría de los compuestos marcados con C-14 se metabolizan rápidamente y
los metabolitos son eliminados como
14
CO2. Algunos compuestos y sus metabolitos se
eliminan por orina.
10.3. AZUFRE (35S)
Emisión:
Beta.
Energía:
0,167 MeV.
Periodo de semidesintegración:
87 días.
Organo critico:
Todo el cuerpo.
Alcance en aire:
30 cm.
Alcance en agua:
0.28 mm
Vida media efectiva en tejido biológico:
44,3 días.
Detección:
Externa:
Indirecta por frotis y centelleo liquido.
Directa por monitor con Geiger de ventana fina.
Indirecta:
Muestra de Orina.
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Blindaje:
Necesario con alta actividad.
Normas de trabajo:
Utilizar pantalla de metacrilato, dosimetro y monitor Geiger de
ventana fina.
Los sulfatos inorgánicos se excretan rápidamente. El sulfuro orgánico se retiene
durante un largo tiempo. La metionina se distribuye por todo el cuerpo. Los aminoácidos
se volatilizan fácilmente (metionina) por lo que conviene trabajar en campana de gases.
10.4. FOSFORO (32P)
Emisión:
Beta.
Energía:
1,7 MeV.
Periodo de semidesintegración:
14,3 días.
Organo critico:
Hueso.
Alcance en aire:
720 cm.
Alcance en agua:
0,8 cm
Vida media efectiva en tejido biológico:
13,5 días
Detección:
Externa:
Indirecta por centelleo liquido.
Directa: por monitor Geiger.
Indirecta:
Blindaje:
Muestra de orina.
Mínimo 1 cm de metacrilato. Con actividades elevadas añadir plomo para
apantallar la radiación de frenado.
Normas de trabajo:
Utilizar pantalla de metacrilato, dosimetro y monitor Geiger.
Posee un metabolismo complejo: 30% se elemina rápidamente del cuerpo, 40%
tiene, aproximadamente, 18 días de vida media, y el 30% restante se reduce por
decaimiento radiactivo.
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10.5. YODO (125I)
Emisión:
Gamma.
Energía:
25 y 27 KeV.
Periodo de semidesintegración:
60 días.
Organo critico:
Tiroides.
Vida media efectiva en tejido biológico:
42 días.
Detección:
Externa: Centelleo solidó.
Interna: control de tiroides
Análisis de orina.
Blindaje:
Plomo de 1-2 mm., con 0,25 mm se reduce la dosis 10 veces. Vidrio o
metacrilato plomado. Actividades pequeñas se pueden apantallar con papel de estaño.
Normas de trabajo:
Utilizar siempre pantalla de plomo o metacrilato plomado. Proteger
las muestras con plomo o papel de estaño. Marcar siempre en cabina extractora. Llevar
dosimetro y utilizar un monitor gamma.
Todos los marcaje con
125
I se realizan en la cabina de la instalación radiactiva.
Para realizarlos se utilizara delantal plomado.
El yodo es volátil y se concentra en el tiroides. Aproximadamente el 66% del yodo
se excreta rápidamente, el resto se absorbe en tiroides y se libera de forma lenta.
En caso de contaminación interna bloquear la captación de iodo por el tiroides
administrando yodo estable (ejm: 120 mg de IK.
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10.6. CROMO (51Cr)
Emisión :
Gamma.
Energía:
0,32 MeV y 5 KeV.
Periodo de semidesintegración:
27,7 días.
Organo critico:
Todo el cuerpo
Vida media efectiva en tejido biológico.
26,6 días.
Detección:
Blindaje:
Externa:
Centelleo sólido.
Interna:
Análisis de orina.
Para 1 mCi , 2 mm de plomo.
Normas de trabajo:
Todos los marcajes con Cr-51 se realizan en la instalación
radiactiva, utilizando pantalla de metacrilato plomado, dosimetro y monitor gamma.
No se concentra en ningún órgano en especial.