manual de radioproteccion - ipb.csic.es · riesgos de irradiación son prácticamente...

MANUAL DE RADIOPROTECCION Instituto de Parasitología y Biomedicina "López Neyra"

Consejo Superior de Investigaciones Científicas (Actualización a 27 de febrero de 2004)

2Consejo Superior Investigaciones Científicas

Instituto de Parasitología y Biomedicina López Neyra

I N D I C E

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



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



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



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:

Servicio de Radiactividad y Seguridad Biológica.

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.



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. Siendo A la actividad de la muestra transcurrido el tiempo t. 2. Siendo A0 la actividad inicial de la muestra. 3. Siendo e la base del logaritmo natural. 4. 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



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:



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: 32P, 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.



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.



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.



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.



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.



- 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)



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.



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.



- 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



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).



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 32P, 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 35S (Azufre-35) y el 14C (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.



• 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.



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.



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.



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.



6.DETERMINACION Y REGISTRO DE LAS DOSIS INDIVIDUALES

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



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 No es necesario 32P 51Cr 3H 125I 14C Ac> 5mCi

35S Ac> 5mCi



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.



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.



- 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.



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.



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.



-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



- 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.



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.



- 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



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.



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 EMISIÓN ENERGIA T1/2 TOXICIDAD 3H Beta 18 KeV 12,3 a. Baja 14C Beta 156 KeV 5730 a. Moderada 35S Beta 167 KeV 87,4 d. Baja 32P Beta 1,71 MeV 14,7 d. Moderada 125I Gamma 35 KeV 60 d. Alta



51Cr 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.



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.



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.



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.



10. ISOTOPOS UTILIZADOS EN EL INSTITUTO DE 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: 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.



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


Detección: Externa: Indirecta pro frotis y centelleo liquido.

Directa por Geiger de ventana fina.

Interna: Muestra de orina medida en centelleo liquido.

Blindaje: 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 14CO2. 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 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.



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 agua: 0,8 cm

Vida media efectiva en tejido biológico: 13,5 días

Detección: Externa: Indirecta por centelleo liquido.

Directa: por monitor Geiger.

Indirecta: Muestra de orina.

Blindaje: 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.



10.5. YODO (125I) Emisión: Gamma.

Energía: 25 y 27 KeV.

Periodo de semidesintegración: 60 días.

Organo critico: Tiroides.


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 125I 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.



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: Externa: Centelleo sólido.

Interna: Análisis de orina.

Blindaje: 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.

manual de radioproteccion - ipb.csic.es · riesgos de irradiación son prácticamente...

Documents