RIESGOS DE LA EXPOSICIÓN A RADIACIONES IONIZANTES. FUNDAMENTOS DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Eduardo Gallego Díaz Prof. Titular de Universidad Dpto. Ingeniería Nuclear Esc. Téc. Sup. Ingenieros Industriales Universidad Politécnica de Madrid Universidad Autónoma de Zacatecas Curso EV2011-149, Seguridad Nuclear y Protección Radiológica Contenido Dosis de radiación. Dosis recibida de fuentes de radiación naturales y artificiales. Riesgo radiológico. Efectos biológicos y sobre la salud. Protección radiológica. Protección de los trabajadores expuestos a radiaciones ionizantes. Reglamentación y dosimetría. Protección del público y vigilancia medioambiental. DOSIS DE RADIACIÓN Magnitudes empleadas para cuantificar los efectos asociados a la radiación: Dosis absorbida: masa. Energía absorbida por unidad de Julio/kilogramo; Gray (Gy). Dosis equivalente: Dosis absorbida ponderada por un factor de ponderación de la radiación (no todos los tipos de radiación tienen la misma eficacia biológica). Julio/kilogramo; Sievert (Sv). Dosis efectiva: Dosis equivalente ponderada por un factor de ponderación de tejido (no todos los tejidos tienen la misma probabilidad de desarrollar un efecto grave). Julio/kilogramo; Sievert (Sv). DOSIS ABSORBIDA D = d dm Unidad S.I. Gray 1Gy = 1 J/Kg DOSIS EQUIVALENTE DOSIS EFECTIVA H = D .WR WR Factor de ponderación de la radiación Unidad S.I. Sievert (1Sv = 1 J/Kg) S HE = WTHT T WT Factor de ponderación de Los tejidos Unidad S.I. Sievert (1Sv = 1 J/Kg) DOSIS EQUIVALENTE en un organo (HT) HT , R wR DT , R DT,R = dosis absorbida media para la radiación R en el órgano o tejido T wR = factor de ponderación para la radiación R DOSIS EFECTIVA (E) E wT H T T wT = el factor de ponderación para el órgano o tejido T INCORPORACIÓN DE RADIONÚCLIDOS EN EL ORGANISMO ( INHALACIÓN E INGESTIÓN ) DOSIS INTERNA INTEGRADA (Dosis Comprometida) HC = 50 H 0 T (t) dt La dosis colectiva, S Fuente: A. González (ARN) Dosis, D, a una persona, Dosis colectiva , S =1xD Di dosis a Ni personas S = S i Di Ni Uso de la dosis colectiva: para decidir opciones de protección del público Opción 1: Dosis colectiva S1 Opción 2: Dosis colectiva S2 S1 > S2si las otras condiciones son igualesOp.2preferible Fuente: A. González (ARN) Uso de la dosis colectiva: como indicador de la eficacia en la operación Fuente: Informe Anual CSN (2009) Uso de la dosis colectiva: como indicador de la eficacia en la operación Fuente: Informe Interdos 2000-2008 (CSN, 2010) LA DOSIS DE RADIACIÓN Y SUS UNIDADES DE MEDIDA (*). MAGNITUD DOSIS ABSORBIDA D DOSIS EQUIVALENTE DEFINICION Cociente entre la energía media (dE) cedida por la radiación a la materia en un elemento de volumen, y la masa (dm) del mismo. Es una ponderación de la Dosis Absorbida, para tener en cuenta el tipo de radiación, de acuerdo con su potencialidad para producir efectos biológicos. H = D ∙ wR , H wR - NOTA: En diciembre 2007 se publicaron las últimas Recomendaciones de la CIPR (ICRP Publication 103), en donde se modifican las definiciones de la dosis equivalente para neutrones y los factores de ponderación para la dosis efectiva. No obstante, ningún país ha incorporado aún dichos cambios Factor de ponderación de la radiación. Es una suma ponderada de las dosis medias recibidas por los distintos tejidos y órganos del cuerpo humano. DOSIS EFECTIVA E = ST wT ∙ HT E Los factores wT son representativos del detrimento, o contribución al riesgo total de daños biológicos, que supone la irradiación de cada órgano individual. COMPROMISO DE DOSIS (DOSIS COMPROMETIDA) DOSIS COLECTIVA (*) UNIDADES Unidad del S.I.: Gray (Gy). 1 Gy = 1 Julio/kg Unidad histórica: rad. 1 rad = 0.01 Gy Unidad del S.I.: Sievert (Sv). 1 Sv = 1 julio/kg Unidad histórica: rem. 1 rem = 0.01 Sv Valores de wR: 1 Radiación X, beta, gamma, electrones y positrones. 5 Protones. 5 a 20 Neutrones, según su energía. 20 Radiación alfa, núcleos pesados. Sievert (Sv). Valores de wT: 0,01 0,05 0,12 0,20 Sup.Huesos, Piel Bazo, Mama, Hígado Esófago, Tiroides RESTO Colon, Pulmón, Médula Roja, Estómago Gónadas Tras una ingestión o inhalación de material radiactivo, dependiendo de su metabolismo, éste puede permanecer en el organismo durante mucho tiempo. Se denomina compromiso de dosis, o dosis comprometida, a la dosis acumulada por dicha causa durante un cierto periodo de tiempo (habitualmente 50 años). Es la suma de las dosis (generalmente se aplica a la dosis efectiva) recibidas por un colectivo de población que esté expuesta a una misma fuente de radiación. Se expresa en Sievert x persona Conforme a las recomendaciones de la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ref. 2) y a la Directiva Europea 96/29 (ref. 7). Dosis media recibida de distintas fuentes naturales y artificiales de radiación ionizante Fuentes: UNSCEAR (comité científico de Naciones Unidas para el estudio de los efectos de las radiaciones atómicas) CSN (Consejo de Seguridad Nuclear) Fuentes naturales Rayos Cósmicos Fuentes Terrestres Radionucleidos primordiales Uranio-238 (4.500 millones de años) Potasio-40 (1.300 millones de años) Torio-232 (14.000 millones de años) Exposiciones Externa Inhalación (radon) Ingestión 13 Fuentes Naturales: RADIACIÓN CÓSMICA La radiación cósmica procede del Sol y las estrellas. Varía con la altitud y la latitud 14 Fuentes Naturales: EL URANIO Y EL GAS RADÓN Cadena de transformación del Uranio El radón penetra en las casas por distintas vías Uranio-238 4,47 miles de millones años Torio-234 24,1 días Protactinio-234 1,17 minutos Uranio-234 245.000 años Torio-230 234.000 años Radio-226 1.600 años Radón-222 3,823 días Polonio-218 3,05 minutos Plomo-214 26,8 minutos Bismuto-214 19,7 minutos Polonio-214 0,000164 segundos Plomo-210 22,3 años Bismuto-210 5,01 días Polonio-210 138,4 días Plomo-206 Estable 15 Variabilidad de la radiación natural de fondo en España Variabilidad de la radiación natural de fondo en España (Proyecto MARNA del CSN) 17 FUENTES NATURALES DE RADIACION Evaluación de UNSCEAR 2008 (semejante a la de 2000) DOSIS MEDIAS MUNDIALES Fuente Dosis Efectiva (mSv por año) Rango Típico (mSv por año) Exposición externa Rayos Cósmicos Rayos gamma terrestres 0.4 0.5 0.3-1.0 0.3-0.6 1.2 0.3 0.2-10 0.2-0.8 Exposición interna Inhalación Ingestión Total 2.4 1–10 18 DOSIS ANUALES MEDIAS POR FUENTES NATURALES 3 FUENTES NATURALES 2,5 mSv 2 1,5 1 0,5 2,4 1-13 1,3 0,2-10 0 Dosis media Radiactividad total anual natural en el por causas aire naturales 0,5 0.3-1 0,3 0,2-1 0,4 0,3-1 Suelo y edificios Comidas y bebidas Rayos Cósmicos Contribución de las diferentes fuentes de radiación naturales a la dosis media total anual recibida por la población mundial (UNSCEAR, 2008) USOS MÉDICOS DE LAS RADIACIONES Radioterapia para curación del cáncer Dosis medias recibidas en distintos tratamientos de diagnóstico LA FISIÓN COMO FUENTE DE ENERGÍA LA FISIÓN NUCLEAR SE EMPLEA COMO FUENTE DE ENERGÍA EN LAS CENTRALES NUCLEARES. LOS PRODUCTOS RADIACTIVOS SE AISLAN DEL MEDIO AMBIENTE MEDIANTE BARRERAS SUCESIVAS. Instalaciones Radiactivas en España Evolución del número de instalaciones por campos de aplicación (CSN, Informe anual 2009) 22 in er ía s Tr ip tro ul ac s io lu ne ga s re s de tra ba jo m Fuentes Artificiales O tra s ed ic in a Ca rb ón M in er ía O Nu cl ea r De fe ns a ria Annual effective mSv/adose (mSv) 5 M In du st Exposiciones ocupacionales medias (UNSCEAR) 6 Fuentes Naturales 4 3 2 1 0 23 DOSIS ANUALES MEDIAS POR FUENTES ARTIFICIALES 2,5 FUENTES ARTIFICIALES mSv 2 1,5 1 0,5 0,617 0,600 0,008 0,007 0,0002 - 0.02 0 Dosis media Aplicaciones Otras causas Lluvias total anual médicas (usos radiactivas de por causas industriales, pruebas artificiales viajes en nucleares y avión, etc.) Chernóbil Energía Nuclear Contribución de las diferentes fuentes de radiación artificiales a la dosis media total anual recibida por la población mundial (UNSCEAR, 2008) 24 Dosis media anual en España (3,71 mSv) Alimentos y bebidas (potasio40 y otros, hasta 1 mSv) Rayos Gamma 8,7% Terrestres (hasta 1 mSv) 13,0% Torón 2,7% Rayos Cósmicos 10,4% Radón (hasta 40 mSv) 31,0% Usos médicos (variable hasta 100 mSv) 35,0% Diversas fuentes y vertidos de C.N. (hasta 1 mSv) 0,1% Contribución de las diferentes fuentes de radiación naturales y artificiales a la dosis media total anual recibida por la población española (CSN, 2002) Contribución de las diferentes fuentes de radiación naturales y artificiales a la dosis media total anual recibida por la población española (CSN, 2008) 26 INFORMACIÓN SOBRE EFECTOS BIOLÓGICOS Y RIESGOS DE LA RADIACIÓN IONIZANTE UNSCEAR: United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation. http://www.unscear.org/ ICRP: International Commisssion on Radiological Protection. http://www.icrp.org/ En Francia: IRSN: Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire http://www.irsn.fr/ En el RU: HPA-Radiation: Health Protection Agency-Radiation Protection Division http://www.hpa.org.uk/ En España: CSN: Consejo de Seguridad Nuclear http://www.csn.es/ Las Radiaciones Ionizantes Se denominan así porque el principal efecto que producen es la ionización (directa o indirecta) de la materia Ionización La ionización se produce cuando las partículas arrancan electrones de los átomos, dejándolos como iones. Las radiaciones y son “directamente ionizantes”, al estar formadas por partículas cargadas Las radiaciones y X son “indirectamente ionizantes”, ya que en sus interacciones liberan electrones muy energéticos que ya pueden ionizar. Los n experimentan reacciones con los núcleos y acaban liberando otras partículas que sí pueden ionizar. INTERACCIÓN DE LA RADIACIÓN CON LA MATERIA VIVA La unidad básica del organismo vivo es la célula. Los efectos biológicos de la radiación derivan del daño que éstas producen en la estructura química de las células, sobre todo en la molécula de DNA. Microfilamentos Radiación ionizante Mitocondrias Lisosoma Retículo endoplásmico rugoso Peroxisoma Núcleo (DNA) Centriolos Poros nucleares Membrana plasmática Nucleolos Microtúbulos Envuelta nuclear Cromatina Aparato de Golgi Cilios Fuente: A.Real (CIEMAT, 2002) Retículo endoplásmico liso Retículo endoplásmico rugoso Ribosomas EFECTOS BIOLÓGICOS CAUSADOS POR LA RADIACIÓN IONIZANTE El ADN contiene toda la información necesaria para el control de las funciones celulares (crecimiento, proliferación, diferenciación). La información contenida en el ADN se transmite a las células hijas. Núcleo Cromátida Centrómero Pares de bases Cromosoma Célula en metafase Fuente: A.Real (CIEMAT, 2002) Doble hélice ADN INTERACCIÓN DE LA RADIACIÓN CON LA MATERIA OH· H H O Acción Indirecta Acción Directa Fuente: A. Real (CIEMAT, 2009) 2 nm 4 nm Rayos-X y gamma: 35% del daño es directo y 65% indirecto 1) Mutación reparada Célula Viable Célula no-viable 2) Muerte celular Mutación aleatoria del ADN Efectos 3)Célula sobrevive pero mutada FACTORES QUE INFLUYEN EN LA RESPUESTA CELULAR FRENTE A LA RADIACIÓN Factores biológicos: mecanismos de reparación del daño en el ADN y etapa del ciclo de división en el que se encuentra la célula en el momento de la irradiación. Fracción de supervivencia Factores físicos: dosis, tasa de dosis y transferencia lineal de energía (energía perdida por las partículas cargadas por unidad de distancia recorrida en un medio). 1 Transferencia lineal de energía Alta LET (neutrones) 0,1 Baja LET (rayos-X) Tasa de dosis 1 Tasa de dosis baja (0.01 Gy/min) 0,1 Tasa de dosis alta (0.1 Gy/min) 0,01 Dosis 0,01 Fuente: A.Real (CIEMAT, 2002) Dosis EFECTOS DETERMINISTAS: NIVEL TISULAR Fuente: A.Real (CIEMAT, 2002) La radiosensibilidad de los tejidos depende de : • Sensibilidad inherente de las células individuales. • Cinética de la población como conjunto. Los tejidos tienen dos tipos de organizaciones: jerárquica o flexible Organización jerárquica Células Células en cepa proliferación y maduración Células funcionales maduras Organización flexible Células diferenciadas con potencial proliferativo PROLIFERACIÓN DIFERENCIACIÓN RADIOSENSIBILIDAD DIFERENCIACIÓN Ejemplos: Epidermis, mucosa intestinal, sistema hematopoyético Ejemplos: Endotelio o parénquima de riñón e hígado SÍNDROMES POST-IRRADIACIÓN Dependiendo de la principal causa de muerte del individuo (dosis) se distinguen tres síndromes de la irradiación. Síndrome de la médula ósea Síndrome gastrointestinal Dosis Prodrómica Latencia Enfermedad manifiesta 3-5 Gy Pocas horas Algunos días - 3 semanas Infecciones, hemorragias, anemia 30-60 días (>3Gy) 5-15 Gy Pocas horas 2-5 días Deshidratación, Desnutrición, Infecciones 10-20 días Minutos Escasas horas Convulsiones, Ataxia, Coma 1-5 días Síndrome del > 15 Gy sistema nervioso central Muerte SÍNDROMES POST-IRRADIACIÓN Relación dosis-efecto para la incidencia de muertes tempranas, basada en la observación de 115 víctimas del accidente de Chernóbil, tratados en un hospital especializado (NRC, 1993). EFECTOS ESTOCÁSTICOS Se producen tras exposición a dosis moderadas-bajas. Consecuencia de daño subletal (mutación) en una/pocas células. La probabilidad de que ocurran, pero no la gravedad, aumenta con la dosis recibida. No existe dosis umbral para estos efectos. Pueden ser de naturaleza somática o hereditaria. MODELO MULTIETAPA DE CARCINOGÉNESIS Daño en DNA Metástasis Muerte celular Daño cromos. Mutación Reparación Célula cepa Célula iniciada Célula convertida Célula normal Expansión clonal INICIACIÓN Fuente: A.Real (CIEMAT, 2002) CONVERSIÓN PROMOCIÓN PROGRESIÓN Riesgo carcinogénico por exposición a dosis bajas de radiación ionizante La manifestación clínica de un cáncer requiere años No se dispone de datos (epidemiológicos o experimentales) que permitan conocer el valor del riesgo carcinogénico tras exposición a dosis muy bajas de radiación ionizante (inferiores a 20 mSv). A pesar de ello, se acepta que NO existe dosis umbral para la aparición de efectos estocásticos tras exposición a dosis bajas de radiación ionizante. Los valores de riesgo por exposición a dosis bajas han de estimarse a partir de valores de riesgo obtenidos en poblaciones expuestas a dosis o tasas de dosis altas: Supervivientes de Hiroshima y Nagasaki Mineros expuestos a gas radón en concentraciones elevadas Pacientes de radioterapia que desarrollan cánceres secundarios Entre los estudios epidemiológicos a dosis y tasas de dosis bajas hay que destacar: Estudio IARC – 400.000 trabajadores expuestos de 15 países (Cardis et al., 2005). Único con resultados concluyentes a dosis relativamente bajas (> 20 mSv) Pacientes de radioterapia: irradiación de tejidos sanos Personas expuestas a fuentes nucleares (pruebas nucleares de Bikini, Kazhajstan; instalaciones militares de Hanford (EE.UU.) y Chelyabinsk (Urales, URSS) Poblaciones más afectadas por Chernóbil Zonas con alto fondo de radiación natural (Brasil, Irán, India, China, …) EFECTOS BIOLÓGICOS CAUSADOS POR LA RADIACIÓN IONIZANTE Fuente: A.Real (CIEMAT, 2002) Radicales libres Radiación ionizante Acción indirecta Acción directa Daño al ADN Daño letal Daño subletal Mecanismos de reparación Muerte celular Efecto determinista Daño letal Célula Célula normal transformada Efecto estocástico o probabilista Manifestación de los efectos somáticos de las radiaciones ionizantes en función de la dosis recibida Probabilidad Certeza (100%) Estudios biológicos Efectos Retardados o probabilistas Observación epidemiológica Efectos Inmediatos o deterministas Observación clínica Dosis (mSv) >1000 Para dosis del orden o mayores que 1000 mSv (1 Sv) la probabilidad de daño inmediato aumenta rápidamente Dependencia con el tiempo de exposición A mayor tiempo de exposición, el riesgo es menor. Hay mayor resistencia y capacidad de regeneración celular. Probabilidad Efectos Inmediatos o Deterministas 100% >1000mSv Dosis (mSv) Efectos Retardados Tiempo de exposición o Probabilistas Factor de riesgo (valor medio) 0,005 % por cada mSv RESUMEN DE CARACTERÍSTICAS DE LOS EFECTOS BIOLÓGICOS INDUCIDOS POR LA RADIACIÓN Efectos estocásticos Efectos deterministas Mecanismo Lesión subletal una o pocas células Lesión letal muchas células Naturaleza Somáticos o hereditarios Somáticos Gravedad Independiente de dosis Dependiente de dosis Dosis umbral No Sí Relación dosis-efecto Lineal-cuadrática Lineal Aparición Tardía Inmediata o tardía VALORES DEL RIESGO SEGÚN ICRP-60 y la nueva ICRP-103 El riesgo representa la forma cuantitativa de expresar la combinación de la probabilidad de que ocurra un efecto grave sobre la salud y la gravedad de dicho efecto. Riesgo (x10-2 Sv-1) Cáncer fatal Cáncer no-fatal Efectos hereditarios severos Total Trabajadores (adultos) 4,0 0,8 0,8 5,6 Público (todas las edades) 5,0 1,0 1,3 7,3 PROBABILIDAD DE EFECTOS DOSIS BAJAS ( efectos estocásticos ) -2 . 5 10 por Sv extrapolación lineal DOSIS CANCERES Y EFECTOS HEREDITARIOS Elementos de Protección Radiológica Detectores de radiación y dosímetros Clasificación y señalización de zonas Normas Básicas: • Recomendadas por la Comisión Internacional de Protección Radiológica • Incorporadas a la legislación nacional (Reglamento Protección Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes, R.D. 783/2001, BOE 26-Jul-2001) Vigilancia y control del medio ambiente Autoridad Competente: Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (CNSNS, México) Consejo de Seguridad Nuclear (CSN, España) ICRP COMISIÓN INTERNACIONAL DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Nacida en 1928 bajo los auspicios del 2º Congreso Internacional de Radiología Hoy es una organización científica no gubernamental Tiene como fin el establecer principios y recomendaciones básicas en materia de P.R. Sus recomendaciones se aplican en todos los países del mundo De la ciencia a la normativa de Protección Radiológica Estudios científicos básicos Evaluaciones científicas (UNSCEAR, BEIR etc.) Recomendaciones ICRP Normas Regionales o sectoriales (OIT, OMS, FAO, OPS, CE, NEA) Normas Básicas Internacionales (OIEA) Directivas EURATOM Normativas Nacionales Normas Industriales (ISO, IEC) PRINCIPIOS BÁSICOS DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Objetivo fundamental: evitar la aparición de efectos deterministas sobre la salud, y limitar la probabilidad de incidencia de los efectos probabilistas (cánceres y defectos hereditarios) hasta valores que se consideran aceptables. Pero, por otra parte, sin limitar indebidamente las prácticas que, dando lugar a exposición a las radiaciones, suponen un beneficio a la sociedad o sus individuos. PRINCIPIOS BÁSICOS DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA JUSTIFICACIÓN: Beneficios > detrimentos OPTIMIZACIÓN: Buscando el balance óptimo entre beneficios y detrimentos. Tratar de reducir las dosis a niveles tan reducidos como sea razonablemente posible de alcanzar - ALARA (As Low As Reasonably Achievable) LIMITACIÓN DE LA DOSIS INDIVIDUAL y del riesgo individual frente a exposiciones accidentales El Proceso de Definición / Revisión de la Reglamentación de Protección Radiológica Recomendaciones ICRP-60 (1990). Normas básicas de seguridad del OIEA (1994) Europa: Directiva 96/29 de la UE (1996) Transposición de la directiva a la reglamentación de los países (España: Reglamento de Protección Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes, RPSCRI, 2001) Recomendaciones ICRP-103 (2007-8). Normas básicas de seguridad del OIEA (2012?) Europa: Directiva de la UE (2012) Transposición de la directiva a la reglamentación de los países Infraestructura de Seguridad y Protección Radiológica . Elementos LICENCIAMIENTO (AUTORIZACION) DE TODAS LAS PRACTICAS QUE CONLLEVEN EXPOSICION A RADIACIONES IONIZANTES. INSPECCION Y CONTROL DEL FUNCIONAMIENTO DE LAS PRACTICAS (ORGANISMO REGULADOR) CONTROL DE FUENTES Y MATERIALES RADIACTIVOS PROTECCION DE LOS TRABAJADORES FORMACION DEL PERSONAL PROTECCION DEL PUBLICO Y EL MEDIO AMBIENTE GESTION DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS PROTECCIÓN DE LOS TRABAJADORES EXPUESTOS A RADIACIONES IONIZANTES Clasificación y límites de dosis para los trabajadores expuestos LIMITES ANUALES DE DOSIS PARA LOS TRABAJADORES EXPUESTOS (en mSv) Límites establecidos por la Directiva Europea Tipo de exposición 96/29 (Euratom, 1996) y Reglamento protección radiológica (RPSCRI, 2001) Exposición homogénea cuerpo entero o Dosis Efectiva 100 mSv en 5 años(*) (suma de la dosis por exposición externa y la dosis comprometida a 50 años por 50 mSv máximo anual incorporaciones durante el periodo) Cristalino 150 mSv Piel, manos, antebrazos, tobillos 500 mSv Mujeres en edad de procrear Igual que a los hombres Mujeres gestantes (dosis al feto) 1 mSv total Si es probable que reciban una dosis efectiva superior a 6mSv al año, Trabajadores Categoría A o dosis equivalente superior a 3/10 de los límites para cristalino, piel y extremidades Si no es probable que reciban una dosis efectiva superior a 6mSv al año, Trabajadores Categoría B o dosis equivalente superior a 3/10 de los límites para cristalino, piel y extremidades Estudiantes y aprendices mayores de 18 Igual que a los trabajadores, categoría A o B, según años corresponda Estudiantes y aprendices entre 16 y 18 6 mSv / año dosis efectiva años 50 mSv (cristalino) y 150 mSv (piel y extremidades) RPSCRI: Clasificación de zonas Zona controlada: No es improbable recibir: • Dosis efectivas superiores a 6 mSv/año • Dosis equivalente superior a 3/10 de los límites para el cristalino, la piel y las extremidades • Necesidad de procedimientos de trabajo Zona vigilada: No es improbable recibir: Dosis efectivas superiores a 1 mSv/año • Dosis equivalente superior a un décimo de los límites para el cristalino, la piel y las extremidades RPSCRI: Clasificación de zonas Zonas controladas : Subdivisión • Zonas de permanencia limitada: riesgo de recibir una dosis superior a los límites de dosis •Zonas de permanencia reglamentada: riesgo de recibir en cortos periodos de tiempo una dosis superior a los límites de dosis y que requieren prescripciones especiales desde el punto de vista de la optimización. •Zonas de acceso prohibido: riesgo de recibir, en una exposición única, dosis superiores a los límites de dosis RPSCRI: Clasificación de zonas REAL DECRETO 783/01 ZONA VIGILADA 0,5 Sv/h ZONA CONTROLADA 3,0 Sv/h PERMANENCIA ZONA PERMANENCIA LIMITADA CONTROLADA REGLAMENTADA ACCESO PROHIBIDO Exposición (por Irradiación) Externa La fuente emisora de las radiaciones está situada externamente al cuerpo de la persona expuesta Reglas de comportamiento práctico A mayor distancia, menor exposición y dosis Un blindaje adecuado permite acortar la distancia y reducir la dosis ¡No debe malgastarse el tiempo de exposición! La dosis es siempre proporcional a él Exposición por Contaminación 2 posibilidades: La fuente emisora de las radiaciones se incorpora al interior del organismo: La emisión de radiaciones tiene lugar dentro del cuerpo de la persona expuesta Contaminación Interna El proceso de eliminación de las sustancias puede ser rápido o lento, dependiendo de su naturaleza química (metabolismo) La fuente emisora de las radiaciones se sitúa en la superficie de la piel Contaminación Externa Reglas de comportamiento práctico: Para evitar la contaminación interna: Uso de mascarillas, filtros, e incluso equipos de respiración autónomos. Evitar consumo de alimentos contaminados. Para evitar la contaminación externa: Uso de guantes y ropa desechable. Lavado de la superficie corporal. RPSCRI: Requisitos de las zonas Vigilancia radiológica del ambiente de trabajo • Delimitación y señalización • Control de acceso • Zonas controladas Riesgo de exposición externa : dosímetros individuales Riesgo de contaminación: Equipos personales de protección adecuados al riesgo Detectores a la salida de la zona • Zonas vigiladas: Estimación de las dosis al menos con dosimetría de área RPSCRI: Información y formación a los trabajadores • Información Antes de iniciar el trabajo con radiaciones ionizantes, información del titular de la práctica o de la empresa externa sobre: Riesgo radiológico asociado al puesto de trabajo. Cumplimiento de los requisitos técnicos, médicos y administrativos Normas y procedimientos de protección radiológica y precauciones que deben adoptar por lo que respecta a la práctica en general y a cada tipo de destino o puesto de trabajo que se les pueda asignar Instrucción en materia de protección radiológica a un nivel adecuado al riesgo y responsabilidad de su trabajo Necesidad de declarar embarazo-lactancia Detección y medida de la radiación ionizante: Dosimetría Vigilancia de la contaminación de personas Detección y medida de la radiación ionizante: Dosimetría Vigilancia de la radiación en el transporte Vigilancia de la contaminación ambiental Dosimetría personal: Control individual de los trabajadores profesionalmente expuestos: Cumplimiento del sistema de limitación de dosis y otros requisitos legales Evaluación de la eficacia de las medidas de protección radiológica Dosis a la población en general Los dosímetros deben calibrarse en términos de la dosis equivalente personal HP(d). 64/44 Dosimetría de área: Carácter preventivo Clasificación de zonas Los dosímetros deben calibrarse en términos de la dosis equivalente ambiental H*(d). 65/44 Dosimetría ambiental: Control del fondo ambiental de radiación y posibles contribuciones derivadas de la actividad humana Dosis a la población en general Los dosímetros deben calibrarse en términos de la dosis equivalente ambiental H*(d). 66/44 Dispositivos de dosimetría Detectores de ionización gaseosa Dosímetros de termoluminiscencia (TLD) Detectores de semiconductor Calibración de dosímetros DETECTORES DE IONIZACIÓN GASEOSA Cámaras de Ionización: menos sensibles, la mejor respuesta energética Contadores Proporcionales: sensibilidad media, capacidad espectrométrica Contadores Geiger: los más sensibles, peor respuesta energética Figura: J.M. Gómez Ros (CIEMAT) DOSÍMETROS DE TERMOLUMINISCENCIA (TLD) 1. Tratamiento térmico (borrado de la señal) 2. Exposición 3. Lectura del dosímetro Figura: J.M. Gómez Ros (CIEMAT) CALIBRACIÓN dosis absorbida DOSÍMETROS DE TERMOLUMINISCENCIA (TLD) Figura: J.M. Gómez Ros (CIEMAT) DOSÍMETROS ELECTRÓNICOS PERSONALES (EPD) Figura: J.M. Gómez Ros (CIEMAT) SISTEMA DE MAGNITUDES PARA DOSIMETRIA Y PR MAGNITUDES FÍSICAS Kerma, K Dosis absorbida, D calculadas usando wR, wT y maniquíes antropomórficos MAGNITUDES LIMITADORAS (ICRP 60, ICRP 103) Dosis equivalente en un organo, HT Dosis efectiva, E fuente: ICRP Publication 74 (1996) - ICRU Report 57 (1998) Figura: J.M. Gómez Ros (CIEMAT) MAGNITUDES MEDIBLES calculadas usando maniquíes simples comparadas mediante medidas y cálculos numéricos MAGNITUDES OPERACIONALES (ICRU 47, ICRU 51) Equivalente de dosis ambiental, H*(d) Equivalente de dosis direccional, H’(d,W) Equivalente de dosis personal, Hp(d) calibración MAGNITUDES MEDIBLES Calibración de dosímetros 1. Se mide el valor de la magnitud física considerada ( ej. kerma en aire) en un punto o puntos de referencia. 2. Se irradian los dosímetros en dicho punto para determinar su respuesta a la magnitud física elegida (ej. emisión de luz en un dosímetro TL en función del kerma en aire). 2,0 3. Se utilizan los coeficientes de conversión de correspondientes [ej. Kaire a Hp(10)] para obtener la relación entre la respuesta del dosímetro y la magnitud operacional adecuada [ej. Emisión de luz en función de Hp(10)]. HP(10)/Kaire (Sv/Gy) 1,5 1,0 0,5 0,0 0,01 0,1 1 Energía (MeV) Figura: J.M. Gómez Ros (CIEMAT) 10 Calibración de dosímetros personales Se irradian los dosímetros en un campo de referencia (Kaire medido con una cámara de ionización) “señal” del dosímetro vs. Kaire 2,0 x Hp(10) HP(10)/Kaire (Sv/Gy) 1,5 Kaire 1,0 “señal” del dosímetro 0,5 vs. Hp(10) 0,0 0,01 0,1 1 Energía (MeV) Figura: J.M. Gómez Ros (CIEMAT) 10 Bancada de irradiación con fuente de neutrones de 241Am-Be del Departamento de Ing. Nuclear de la UPM, apta para calibración y verificación de dosímetros de neutrones. Vigilancia dosimétrica de los trabajadores Datos año 2008: Controlados dosimétricamente en España un total 99.747, a las que correspondió una dosis colectiva de 21.508 mSv.persona. La dosis individual media fue de 0,71 mSv/año. El 99,90% de los trabajadores controlados dosimétricamente recibió dosis inferiores a 6 mSv/año y, el 99,99 % de ellos, controlados dosimétricamente, recibió dosis inferiores a 20 mSv/año. Limitación de dosis y protección del público LIMITES ANUALES DE DOSIS PARA LOS MIEMBROS DEL PUBLICO (en mSv) Reglamento Protección Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes (R.D. 783/2001, Tipo de exposición BOE 26-Jul-2001)(Basado en las Recomendaciones ICRP de 1990 y en la Directiva Europea 96/29) Exposición homogénea cuerpo entero o 1 Dosis Efectiva Cristalino 15 Piel 50 LIMITES DE DOSIS ANUALES (en mSv) PARA MIEMBROS DEL GRUPO CRITICO. RESTRICCIONES DE DOSIS. EFLUENTES ORGANO EFLUENTES GASEOSOS LIQUIDOS Todo el cuerpo 0.05 (gases nobles) 0.03 Piel 0.15 (gases nobles) Cualquier órgano 0.15 (radioyodos y partículas) 0.10 Confinamiento de sustancias radiactivas mediante barreras múltiples para evitar la contaminación de las personas y del medio ambiente Barreras de protección en un reactor de agua a presión Fuente radiactiva con doble encapsulado Centro de almacenamiento de residuos radiactivos de baja y media actividad Limitación de dosis al público VIGILANCIA RADIOLÓGICA DEL MEDIO AMBIENTE ZONAS ABARCADAS POR UN PLAN DE VIGILANCIA RADIOLÓGICA AMBIENTAL TIPO Y PUNTOS DE MEDIDA Y MUESTREO DE LA RADIACTIVIDAD EN SUSTANCIAS AMBIENTALES PVRA EN LAS CC NN Tipos de muestras y análisis Tipo de muestra Frecuencia de muestreo Aire Muestreo continuo con cambio de filtro Actividad beta total semanal Sr-90 Espectrometría I-131 Cambio de dosímetros después de un Tasa de dosis integrada período de exposición máximo de un trimestre Muestreo quincenal o de mayor Actividad beta total frecuencia. Actividad beta resto Sr-90 Tritio Espectrometría Muestreo continuo con recogida de Sr-90 muestra mensual Espectrometría Radiación directa Agua potable Agua de lluvia Análisis realizados Agua superficial y subterránea Muestreo de agua superficial mensual o de mayor frecuencia y de agua subterránea trimestral o de mayor frecuencia Suelo, sedimentos y organismos Muestreo de suelo anual y sedimentos y indicadores organismos indicadores semestral Actividad beta total Actividad beta resto Tritio Espectrometría Sr-90 Espectrometría Leche y cultivos Sr-90 Espectrometría I-131 Espectrometría Muestreo de leche quincenal en época de pastoreo y mensual el resto del año y cultivos en época de cosechas Carne, huevos, peces, mariscos y Muestreo semestral miel VIGILANCIA RADIOLÓGICA DEL MEDIO AMBIENTE 1E+02 1E+01 1 mSv (Límite reglamentario de dosis al público) 1E+00 0,1 mSv (Restricción Operacional) 1E-01 1E-02 JCA SMG 1E-03 AS2 ALM VA2 AS1 COF TRI 1E-04 1E-05 Resultados de las evaluaciones realizadas por el CSN en el entorno de las CC.NN. 1E-06 80 81 82 83 84 85 86 87 88 89 90 91 Años 92 93 94 95 96 97 98 99 00 01 02 Redes de vigilancia radiológica ambiental (CSN y CC.AA.) Red de vigilancia de Ríos y Costas Redes de vigilancia radiológica ambiental (CSN) RED de ALERTA A LA RADIACTIVIDAD (DGPC) Calidad necesaria para la protección radiológica del público Intercomparaciones periódicas entre laboratorios de vigilancia ambiental (centro nacional de referencia: Ciemat) Calibración de equipos de medida en continuo Gestión de residuos radiactivos: normalizada al máximo controles de calidad intermedios caracterización antes de su disposición final Resumen y conclusiones Las radiaciones ionizantes pueden producir daños a la salud de tipo inmediato (determinista) y diferido (probabilista). Mientras que los primeros necesitan que la dosis supere un cierto valor umbral, para los segundos la probabilidad de aparición aumenta con la dosis recibida. El entorno humano presenta niveles significativos de radiaciones ionizantes de forma natural. El uso de la tecnología nuclear en distintos campos supone un incremento de los niveles naturales de radiaciones ionizantes. La Protección Radiológica tiene como finalidad proteger de los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes, sin limitar injustificadamente sus aplicaciones y los beneficios derivados de éstas. Existen reglamentos y controles rigurosos tanto de la exposición de los trabajadores como de la contaminación del medio ambiente.