Condiciones de Seguridad Radiológica en Gammagrafía Industrial

Sepúlveda Vergara , Luis

Ing. Civil Industrial, Postítulo en Prevención de Riesgos, Postgrado en Protección Radiológica y Seguridad Nuclear

Subgerente Prevención de Riesgos VIII Región/ Asociación Chilena de Seguridad/

Maipú 1920/ Concepción/ Chile

56 41 586229 / lsepulveda@achs.cl

RESUMEN

Las radiaciones en los procesos industriales constituyen hoy día un valioso medio de apoyo a los procesos productivos. El uso industrial de estos elementos es su bajo costo de reposición, regularidad de la energía emitida y gran penetración en los materiales de gran espesor sometidos a ensayos no destructivos.

Las fuentes de radiación que trata el presente trabajo, en la aplicación industrial radiográfica, son los radioisótopos, constituyendo el iridio-192, cobalto-60,el cesio-137, fuentes de rayos gamma comúnmente utilizadas por su abundancia yseguridad de funcionamiento, isótopos obtenidos en procesos de activación y fisión en la generación de energía nucleoeléctrica.

La experiencia indica que gammagrafía es la práctica más riesgosa de las habitualmente utilizadas con materiales radiactivos o fuentes de radiación enindustria, medicina, investigación y enseñanza.

La cantidad de los accidentes ocurridos en diversos países, recientemente en nuestro país, y sus consecuencias radiológicas, en muchos casos severas, hacen que deban extremarse las precauciones para reducir todo lo posible las ocurrencia de los mismos, en cuanto al nivel de riesgo y a su severidad.

La cantidad de accidentes ocurridos tiene como causa principal el factor humano, dando, frecuentemente, como resultado que la fuente radiactiva quede fuera del contenedor (blindaje) al terminar una irradiación, sin que el operador lo advierta.

Los errores que comúnmente se cometen son los siguientes:

a) No se monitorea la posición de la fuente durante su pasaje por el tubo-guía, en particular cuando se la está reingresando al contenedor.

b) No se verifica el bloqueo de la fuente una vez que se la ingresó al contenedor.

c) No se realiza un adecuando mantenimiento preventivo y correctivo de los equipos de gammagrafía.

d) No se efectúa una revisión independiente de las tareas que realiza el operador.

En general, ello se debe al no cumplimento de procedimientos (usualmente elaborados por los fabricantes de los equipos a base de la experiencia adquirida), a lo cual puede sumarse un exceso de confianza en si mismo del operador y la falta de adecuada supervisión. De ahí la importancia de los criterios y condiciones de seguridad intrínsecas en la aplicación de esta técnica radiográfica industrial, motivo del presente trabajo.

DE LA REGLAMENTACIÓN TÉCNICO-LEGAL

INTRODUCCIÓN

INTRODUCCIÓN

La radiación natural proveniente de las diversas fuentes que se conocen, varía de un lugar a otro y hasta el momento, el efecto que produce sobre el hombre, no se ha podido relacionar con el deterioro de la salud. Luego, no se sabe si con estos niveles de dosis, o no se producen efectos nocivos o la frecuencia es tan baja que no es detectable estadísticamente.

El descubrimiento de los rayos X y la identificación y separación de materiales radiactivos hacia el final del siglo XIX, causaron riesgos imprevistos para la salud de las personas, pero además importantes beneficios para la humanidad.

Fue necesario que las radiaciones, provenientes de las fuentes hechas por elhombre, empezaran a causar daños considerables para que se introdujeran medidas de precaución. Como dato estadístico se puede decir que hasta 1922 habían fallecido alrededor de 100 radiólogos por efecto de sobre exposición a las radiaciones.

La necesidad de protección técnica y legal resultó obvia cuando las observaciones de daño por radiación en el hombre por los efectos de la radiación.

En 1928, se creo la comisión internacional de protección radiológica, (ICPR), la cual publicó sus primeras recomendaciones en 1931. Las recomendacionespublicadas por el ICPR, han sido incorporadas en las “normas básicas de seguridaden materia de protección radiológica” (colección seguridad Nº9) del OIEA, y también en muchos países, en la legislación nacional.

CONCEPTOS BÁSICOS

Se han estimado el riesgo de mortalidad en diversas actividades económicas y analizándolas, puede obtenerse el promedio aritmético de estas probabilidades que es una cifra de partida para una definición de límite aceptable de riesgo.

En el caso de la tecnología nuclear, como consecuencia de ser muy nueva y segura, no se poseen estadísticas producto de accidentes o muertes, sin embargoel criterio internacionalmente empleado es el siguiente:“el riesgo nuclear no debe exceder el nivel de riesgo que resulta del promedio de aquellos a que se encuentra sometido el trabajador de la industria convencional estimada segura”.

Es así entonces como el análisis y ponderación de las cifras citadas, se define un nivel de riesgo tolerable para la “industria nuclear”, que podría ser:

Rt = 2E-04 muertes/año

Este número constituye para la gente que trabaja en seguridad radiológica, el punto de partida de la evaluación de un proyecto, de una instalación, etc., en resumen cualquiera actividad que involucre a las radiaciones ionizantes, este es, el riesgo asociado a cualquier actividad. Rac, siempre deberá ser menor, o a lo menos igual al riesgo definitivo como tolerable, Rt:

Rac < Rt

Efectos probabilísticos.

La Zona A muestra diferentes modelos para la relación dosis-efecto a bajas dosis, la que se ha supuesto lineal.

1.2.1 Riesgo y Detrimento

La palabra riesgo se usa en protección radiológica para indicar la probabilidad que un individuo dado sufra un efecto nocivo como resultado de una irradiación. El riesgo total R, expresado en función del riesgo de cada efecto i, pi, es:

R = 1 - ∏i (1- pi ) i

Los valores de pi son muy pequeños en el rango de dosis de interés para la protección radiológica luego:

R = ∑i pi i

El detrimento de un grupo irradiado toma en cuenta no solamente la probabilidad de cada tipo de efecto nocivo, sino también su severidad. Si pi es el riesgo de sufrir el efecto i, cuya severidad esta cuantificada por el factor gi, el detrimento g de un grupo de N personas es:

G = N ∑i pi gi i

Obs.: 100 Rad = 1Gy

LD 50 (30) Dosis (Rad)

Frecuencia en porcentaje de daños (K) y muertes (T) de seres humanos en función de una única irradiación.

Existen varias posibilidades para cuantificar la severidad. Una posibilidad es el uso del acortamiento de vida (en relación con las esperanza matemática normal de vida), o en el caso de exposición ocupacional, el tiempo de trabajo perdido. En este ultimo caso, las muertes son contadas como 6.000 días imputados. Para los fines de protección radiológica se puede suponer que el detrimento es denominado por la inducción de enfermedades malignas fatales y de efectos genéticos severos en las dos primeras generaciones, suponiendo un factor de severidad de uno para todos estos efectos.

1.2.2 Objetivos de la protección radiológica de individuos expuestos.

Los objetivos de protección radiológica de individuos expuestos a la radiación son la prevención de la ocurrencia de efectos no-estocásticos y la limitación del riesgo de efectos estocásticos a niveles considerados aceptables. Esto se obtiene limitando las exposiciones individuales. Aun si cada individuo está adecuadamente protegido, el detrimento total debido a una práctica.

1.2.3 Consideraciones Radiológicas

Con la finalidad de estimar dosis individual, (limitar el riesgo de sufrir efectos estocásticos y evitar efectos no-estocásticos por irradiación total o parcial del cuerpo), se especifica un número determinado de órganos o tejidos para ser considerados en la evaluación de la dosis, a causa de su mayor sensibilidad al daño y su severidad, por radiaciones. Para lo cual se les asigna factores de riesgo por unidad de inducción de mortalidad por cáncer o defectos genéticos importantes en generaciones posteriores inmediatas. En base a estudios realizados, la ICRP recomienda los siguientes factores de riesgo:

EL SISTEMA DE LIMITACIÓN DE DOSIS

1.3.1 Requerimientos del sistema

Para alcanzar los objetivos de la protección radiológica el ICRP, ha recomendado el uso de un sistema de limitación de dosis compuesto por los siguientes requerimientos:

a) Justificación

b) Optimización

c) Limitación de la dosis individual

A) Justificación

Ninguna práctica que origine exposición humana a la radiación debería ser autorizada, salvo que su introducción produzca u beneficio neto positivo, aún tomando en cuenta el detrimento por radiación resultante. La justificación de una práctica podría ser determinada considerando sus ventajas y desventajas, para asegurar que habría una ventaja neta global debido a la introducción de la práctica.

B) Optimización

Todas las exposición deberían ser mantenidas “tan bajas como sea razonablemente alcanzable” (criterio ALARA), tomando en cuenta las consideraciones socio- económicas aplicables. Este requerimiento implica que el detrimento originado por una práctica debería ser reducido, por medidas protectivas, a un valor tal que posteriores reducciones fueran menos importantes que el esfuerzo adicional requerido para obtenerlas.

C) Limitación de la dosis individual

Para prevenir la ocurrencia de efectos probabilísticos, se recomienda un limite de dosis equivalente para cada órgano de 500 mSv o 0.5 sv (50 rem), en un año para todos los tejidos excepto, el cristalino del ojo, para el cual el límite anual recomendado es de 0.3 Sv (30 rem). Para la limitación de efectos estocásticos, la magnitud física que se limita es la dosis equivalente efectiva, H, su límite es de 50 mSv (5 rem ), por año.

Al hacer una comparación entre los riesgos asociados con estos límites de dosis y los riesgos de ocupaciones convencionales, debe notarse que el riesgo en lasocupaciones convencionales es expresado usualmente como el riesgo promediopara todos los trabajadores en dicha ocupación, pese a que existe una variación del riesgo individual con el trabajo especifico.

En el trabajo con radiaciones también hay una distribución del riesgo individual. La dosis equivalente efectiva anual promedio en prácticas que poseen buenaprotección radiológica, raramente sobrepasa 1/10 del lmite anual. El riesgo promedio para un año de exposición será aproximadamente:0.1 x 50 mSv x 1.7 x 10 E – 04/50mSv = 8.5 x 10 E – 05

El valor que cae en la zona de valores de las ocupaciones convencionales de alto nivel de seguridad (riesgo de mortalidad ocupacional promedio < 10 E – 04). En estos casos el detrimento por radiación es menor que el detrimento de las industrial convencionales seguras, porque la radiación no causa el conjunto de accidentes no mortales que se presentan en las industrias convencionales seguras, además de las muertes.

LEY Y REGLAMENTOS DE SEGURIDAD NUCLEAR Y PROTECCIÓN RADIOLOGICA

Cabe señalar que la Ley Nº 18.302 en su Art. 67 modificado, establece la competencia de la Comisión Chilena de Energía Nuclear, respecto de las Instalaciones Radiactivas, respecto de las Instalaciones de Primera Categoría, esto es:

-Gammagrafía industrial.

- Cobaltoterapia, etc.

DE LAS FUENTES SELLADAS

Cuando se habla de radiaciones ionizantes, se debe entender toda radiación de naturaleza corpuscular o electromagnética que en su interacción con la materia produce ionización.

En el quehacer del área nuclear encontramos el material radiactivo, generador de estas radiaciones ionizantes, fundamentalmente como:

a) Fuentes Selladas.

b) Fuentes Abiertas.

También bajo la forma de equipos Generadores de Radiaciones Ionizantes (EGRI):

a) Rayos X.

b) Aceleradores de partículas.

Para los fines de este trabajo se entenderá por fuentes selladas, de actividad alta o baja:

a) todo material radiactivo que se encuentre confinado en un recipiente sólido, inoxidable, consistente y estanco que impida la fuga del material contenido y permita simultáneamente el aprovechamiento de la emisión radiactiva ( ej, fuente de pastilla de Co, etc.).

Todo material radiactivo que por su naturaleza física se constituya en su propio recipiente (ej. Fuente de iridio).

b) se entenderá por fuente sellada, de alta actividad aquella que genera un campo de radiaciones de una intensidad tal que un hombre al exponerse a él recibe una dosis a cuerpo entero igual o superior a 1 (rem) a una hora.

c) Por el contrario, una fuente que no cumple esta condición se definirá como fuente de baja actividad.

TÉCNICAS DE PROTECCIÓN CONTRA LA RADIACIÓN

Los criterios de protección utilizados contra las radiaciones deberán garantizar que las dosis se mantengan siempre por debajo de los límites que se han establecido previamente.

Esto se logra con una adecuada educación y hábitos perfectamente conformados por parte de las personas que están vinculadas o trabajan con equipos industriales de gammagrafía y lo más importante por las condiciones de diseño que se deben cumplir.

Se cuenta con tres parámetros para disminuir las tasas de dosis y las dosis resultantes, estos son:

a) Distancia

b) Tiempo de exposición

c) Barreras blindantes.

De estos tres parámetros tenemos solo dos que son inherentes al diseño de equipos e instalaciones de los que permiten mantener las tasas de dosis por debajo de los límites; uno la distancia entre las fuentes de radiación y las personas que pueden verse expuestas y el otro, la interposición entre ambas barreras blindantes que absorban parte de la radiación, emitida por la fuente. El tercer parámetro, tiempo de exposición a la radiación, no depende de la instalación misma sino al uso que se haga de ella.

De estos tres parámetros descritos, estrictamente sólo uno es intrínseco al diseño del equipo o instalación: el blindaje, los otros dos, la distancia y el tiempo quedan condicionados al uso correcto o no de las facilidades de la instalación y al hábito y costumbres de los trabajadores. Luego tiene gran importancia dejar éstos para fines de protección radiológica, pues cuanto menos variable, más seguridad en el uso de las radiaciones ionizantes.

Para el parámetro de distancia, se comprende que en muchos casos bastaría alejarse lo suficiente de la fuente para disminuir las dosis a valores aceptables, puesto que, la densidad de las radiaciones disminuye en relación inversa al cuadrado de la distancia, en el caso de fuentes puntuales, pero en realidad si la distancia no está definida por una barrera física, depende de la voluntad del trabajador la circunstancia de laborar más o menos cerca de la fuente.

Para el parámetro tiempo debemos considerar el tiempo que las personas expuestas van a estar sometidas a un cierto nivel de intensidad de dosis pararealizar su trabajo, lógicamente, cuanto menos sea el tiempo empleado en la operación, menor será la dosis recibida. Por esto es importante que los trabajadores estén bien entrenados y conozcan muy bien las operaciones que tengan que efectuar en zonas donde estén expuestos a radiaciones ionizantes; con el objeto de permanecer el menor tiempo posible y así minimizar las dosis recibidas.

En muchos casos, una adecuada combinación de estos dos parámetros (distancia- tiempo), bastará para proporcionar una protección adecuada. Al alejarse de lafuente radiante lo suficiente, los niveles de radiación disminuyen rápidamentepermitiendo estadías mas prolongadas. Contrariamente, si se consigue acortarla a menor distancia, aun cuando los niveles de dosis sean superiores.

En la práctica, sin embargo, se presentan circunstancias en las que estos dos parámetros por si solos, no bastan para conseguir las condiciones adecuadas detrabajo, ya sea porque a la máxima distancia practicable los niveles siguen siendo altos, o bien porque la operación haya de efectuarse, necesariamente, a unadistancia menor. En este caso es preciso hacer uso del tercer parámetromencionado, es decir, las barreras blindantes, el que consiste en interponer, entre la fuente y el operador un espesor suficiente de algún material absorbente a la radiación. Al atravesar la materia, la radiación sufre una disminución de la energía de la radiación y la atenuación requerida, habrá que utilizar distintos tipos de espesores de materiales para el blindaje.

Para la radiación electromagnética como rayos X o radiación gamma, es preciso emplear materiales más densos como hormigón, hierro, plomo u otro.

El blindaje, que se coloca habitualmente en las paredes (barreras físicas de un recinto) depende de diversas variables:

a) Características de la fuente a blindar (tipo de emisor, actividad, energía de las emisiones).

b) Distancia entre la fuente y las posiciones donde se supone estarán las personas a proteger.

c) Categorías de las personas a proteger personal (ocupacionalmente expuesto o público), lo que determina el límite en la tasa de dosis al otro lado del blindaje que se aceptará.

Los límites de dosis para trabajadores ocupacionalmente expuestos son, suponiendo que trabaja 8 horas diarias, durante 5 días por semana:

50mSv/año 25 uSv/hora

Para el público todos los valores se reducen en un factor 10.

Estos son valores máximos, que no pueden superarse; si es posible, se deben tomar valores mas bajos, tan bajos como sea razonablemente posible, lo que depende de la optimización y por tanto del costo del blindaje.

La radiación que llega a la zona a proteger puede ser:

a) Directa o primaria

b) Indirecta o secundaria

Una fuente sin ningún blindaje emite isotrópicamente radiación primaria, hacia todas las paredes, pero habitualmente la fuente emisora está encerrada en unacarcaza o cabezal y solamente durante cierto tiempo (tiempo de uso) irradia directamente, haciéndolo solo en cierta dirección prefijada.

Las paredes recibirán no sólo radiación primaria sino también dispersada por el objeto irradiado (por efecto Comton), que difieren en sus características de laprimaria; porque su intensidad es notoriamente menor que la de aquella, y hay uncambio en su espectro energético (se degrada su energía disminuyendo),pero también puede ser importante. En resumen, la radiación dispersa es menos intensa y de menor energía que la primaria.

El hecho de que una determinada pared esté destinada o no a recibir radiación directa es fundamental en el calculo de su blindaje; si sólo recibirá dispersa elblindaje será menor.

a) Tiempo durante el cual irradia las fuentes: una fuente sin blindaje propio irradia constantemente, 24 horas diarias (100% del tiempo). En cambio, normalmente, la fuente de un equipo de Ir – 192, Cs – 137 o Co – 60 sólo irradia durante su tiempo de uso, el resto del tiempo es sólo radiación de fuga la que emite.

Este tiempo real de irradiación o tiempo de uso depende de la carga de trabajo.

La magnitud que se considera es siempre la tasa de dosis (hora, día osemana) o bien la dosis integrada en cierto tiempo (usualmente una semana), la que se compara con lo deseado.

b) Tiempo durante el cual están ocupados lo lugares a proteger. Se llama “grado de ocupación” al porcentaje el tiempo durante el cual está habilitada una instalación (ej. 8 horas diarias) y durante el que simultáneamente, están ocupados los lugares a proteger por las mismas personas ( se estima que un pasillo tendrá un grado máximo de ocupación del 25%, ósea, sólo el 25% del tiempo de funcionamiento de la instalación estará ocupado por la misma persona, vale decir, unas 2 horas diarias; en cambio una oficina anexa pueda tener un grado de ocupación del 100% las mismas horas que funciona el servicio). Al igual que en todos los cálculos de protección radiológica, este grado de ocupación se sobre-estima para cubrirse con holgura. Por todo lo mencionado, el diseño del blindaje (que será el mínimo posible, para optimizar) dependerá de dónde y cómo se ubica el recinto de irradiación respecto a las habitaciones colindantes, y de cómo se colocan los ahorros en costo de blindaje (es preferible ubicar la sala de irradiación subterráneamente o en un piso alto, sin edificios en frente de ella, con una o más paredes lindantes al exterior, a zonas ocupadas).

DE LA GAMMAGRAFIA INDUSTRIAL

a) De todas las aplicaciones industriales de los radioisótopos la radiografía industrial es quizá la actividad de mayor uso de los isótopo radiactivos en el campo industrial.

b) La radiografía industrial es una técnica para el control de calidad de materiales y componentes sumamente extendida en el sector metalmecánico. Los principios de la técnica, así como sus objetivos, son similaresa la radiografía médica, por lo que la comprensión de esta técnica por el personal no especializado es muy fácil.

c) En el caso de ka radiografía industrial se pretende obtener imágenes de estado estructural de uniones por soldadura, materiales moldeados, etc.,realizadas en componente, sistemas de plantas industriales tales comocentrales eléctricas (nucleares o convencionales), petroquímicas, refinerías, óleo y gaseoductos, barcos, aeronáuticas, etc. Mediante estas radiografías se pueden detectar grietas, faltas de fusión y penetración, escorias, porosidades u otros defectos que afectan a la integridad del componente encuestión y, en consecuencia, pueden ser causa de graves accidentes con repercusiones económicas graves y, a veces, con pérdidas de vidas humanas.

d) La radiografía industrial supone la utilización de una fuente de radiación.

Esta fuente puede ser un tubo de rayos X o isótopos radiactivos debidamente encapsulados.

e) Aunque la calidad de imagen es algo superior en las radiografías obtenidascon rayos X a las obtenidas con isótopos, existen numerosas razones de índole técnica y económico que hacen que la radiografía con isótopos (gammagrafía) esté mucho más extendida que la radiografía con rayo X. Entre las ventajas más significativas que presenta la gammagrafía frente a la radiografía con rayos X encontramos las siguientes:

f) Mayor portabilidad, al no ser necesario ninguna fuente de alimentación eléctrica ni refrigerante, además de ser, generalmente, lo equipos que utilizan rayos gamma, de menor tamaño coger los equivalente a rayos X.

g) Las pequeñas dimensiones de las fuentes utilizadas permiten obtenerradiografías en lugares difícilmente accesibles para un equipo de rayos X.

h) Debido al mayor poder de penetración de la fuente usada, la gammagrafía permite radiografiar espesores mas elevados.

Además de lo anterior, el precio de un equipo de rayos gamma es bastantemas bajo que el de un equipo rayos X. este hecho he permitido, además la proliferación de instalaciones radiactivas que proporcionan servicios de radiografía industrial.

Actualmente, lo equipos de gammagrafía permiten actividades importantes, con lo que se han reducido de forma notable esos tiempos de exposición.

CRITERIOS DE SELECCIÓN DE EQUIPOS DE GAMMAGRAFÍA INDUSTRIAL

Las fuentes radiactivas más usadas en gammagrafía industrial son Co-60, Cs-137, Ir-192l. La elección y actividad del isótopo para la realización de una radiografía determinada se hace a la naturaleza y espesor del material que se pretende radiografiar.

El Ir-192 y el Co-60 son los más usados. El Co-60 se utiliza para grandes espesores, por encima de los 50 mm. De acero, mientras que el Ir-192 y el Cs-137cubre aproximadamente el rango de 10-50 mm., sin que ello suponga unos límitesestrictos de aplicabilidad. El hecho de que se utilice muchísimo más el Ir-192 que el Cs-137 se debe a la calidad de las radiografías obtenidas, que es superior en el caso de Ir-192 debido a su espectro de emisión.

La ventaja del Cs es tener una vida media superior al Ir, con lo que el cambio de fuentes de Cs es prácticamente innecesario, en tanto que en caso de Ir este cambio debe realizarse aproximadamente cada seis meses.

El radiografiado de componentes en una central nuclear, refinería, gaseoducto, etc.,supone la realización de decenas de miles de radiografías, todas ellas o una gran mayoría, con isótopos radiactivos, en general Ir-192. Una gran parte de estas placas solo son realizables si se utilizan estos isótopos, por razones de espesor, accesibilidad y suministros.

Las condiciones de integridad estructural de plantas industriales, barcos, aviones, conducciones de gas y petróleo, etc., o lo que es igual, las condiciones de seguridad en su funcionamiento, se verían fuertemente reducidas sin un radiográfico de sus componentes esenciales. Este hecho pasa, en general, desapercibido para la opinión pública por su carácter técnico y especializado; sin embargo, es de gran importancia pensando en la disponibilidad y seguridad de estos sistemas o componentes.

CONSIDERACIONES DE SEGURIDAD RADIOLOGICA EN GAMMAGRAFÍA INDUSTRIAL

INTRODUCCIÓN

INTRODUCCIÓN

La experiencia indica que gammagrafía es la practica más riesgosa de las habitualmente utilizadas con materiales radiactivos o fuentes de radiación en industria, medicina, investigación y enseñanza.

La cantidad de accidentes ocurridos en diversos países y sus consecuencias radiológicas, en muchos casos severas, hacen que deban extremarse lasprecauciones para reducir todo lo posible la ocurrencia de los mismos.

CAUSA DE LOS ACCIDENTES

La cantidad de accidentes ocurridos tiene como causa el factor humano, dando frecuentemente como resultado que la fuente radiactiva quede fuera del contenedor (blindaje) al terminar una irradiación, sin que el operador lo advierta.

Los errores que comúnmente se cometen son los siguientes:

a) No se monitorea la posición de la fuente durante su pasaje por el tubo-guía, en particular cuando se la está reingresando al contenedor.

b) No se verifica el bloqueo de la fuente una vez que se la reingresó al contendor.

c) No se realiza un adecuado mantenimiento preventivo y correctivo de losequipos de gammagrafía.

d) No se efectúa una revisión independiente de las tareas que realiza el operador.

En general, ellos se debe al no cumplimiento de procedimientos (usualmente elaborados por los fabricantes de los equipos sobre la base de la experiencia adquirida), a la cual puede sumarse un exceso de confianza en sí mismo del operador y falta de adecuada supervisión. La tabla indica algunos accidentes ocurridos en la aplicación de esta técnica.

Descripción de algunos accidentes con gammagrafía industrial ocurridos en diversos países.

DE LOS CRITERIOS DE SEGURIDAD RADIOLOGICA

Del Equipo

Las fuentes que se empleen para producir campos de radiación estarán encerradas en un recipiente adecuado o preparadas de forma que se obtenga una protección equivalente contra los deterioros mecánicos. En algunos casos conviene que la fuente esté protegida contra los efectos de calor y de corrosión. Conviene que las fuentes reúnan las características compatibles con el trabajo que se quiere realizar. La actividad de la fuente debe ser mínima (de acuerdo a lo que se quiera realizar). La energía o poder de penetración de las radiaciones emitidas no debe exceder de la necesaria para ejecutar con una exposición total mínima.

Si es posible, las sustancias radioactivas contenidas en la fuente deben ser de baja toxicidad y estar en forma química y física que reduzca al mínimo los riesgos dedispersión y de ingestión o retención en el organismo en caso de rotura delrecipiente.

Las fuentes selladas deben llevar una marca que permita identificarlas y que facilite la determinación de la naturaleza e intensidad de la radiactividad presente sin exposición innecesaria de los trabajadores.

Las fuentes selladas los recipientes con fuentes deben examinarse periódicamente para descubrir posibles contaminantes o fugas (pueden hacerse exámenes de frotiso recurrir a un procedimiento de recogida electroestática, o bien combinar ambosmétodos).

La frecuencia de los exámenes se determina según la naturaleza de la fuente.

No se utilizaran las fuentes que hayan sufrido deterioro mecánico o corrosión; conviene guardarlas inmediatamente en recipientes herméticos. Dichas fuentes deben ser reparadas sólo por personas técnicamente competentes y que dispongan de los medios apropiados.

El diseño del equipo debe considerar la seguridad intrínseca de éste.

De la operación y lugar de irradiación

Las fuentes deben manipularse de forma que sea posible localizarlas en todo momento. Deben llevarse inventarios de su utilización.

Si alguien tiene razones para creer que se ha perdido o extraviado una fuente, debe avisar inmediatamente al encargado de la protección radiológica. Una vezconfirmada la pérdida, debe comunicarse sin demora a la autoridad competente.

Las fuentes deben manipularse de forma que la dosis de radiación recibida por el profesional sea mínima; para ello deben emplearse métodos como el blindaje, la manipulación a distancia y la limitación del tiempo de trabajo.

Las fuentes deben manipularse de forma que se eviten riesgos a todo el personal, incluso al que no intervenga en las operaciones. Deben presentarse atención a la protección de las personas que estén en las saltas contiguas y en las plantas superiores e inferiores. Deben señalarse claramente las zonas en que el nivel de irradiación es elevado y, si es necesario, delimitarse con cuerdas.

Deben señalarse claramente los haces de radiaciones emitidas por una fuente parcialmente blindada y deben tomarse medidas para que dichos haces queden detenidos por un material absorbente adecuado a la distancia radiológica debenfijarse teniendo en cuenta la fuerte colimación de los campos de radiación quepueden haber.

Cuando sea posible, las fuentes selladas deben utilizarse en recintos en los que nadie pueda penetrar durante la irradiación.

Las fuentes no deben tocarse con las manos para evitar dosis de radiación muyaltas. Deben emplearse instrumentos apropiados (por ejemplo, pinzas ligeras de mando largo y de gran poder de sujeción). Si es preciso, se recurre a medios de protección mas perfeccionados; manipuladores de brazos articulados, etc.

El trabajo con sustancias radiactivas debe preparase de manera que la duración de la exposición sea mínima. La protección que se obtiene reduciendo el tiempo de trabajo se pierde fácilmente si durante las operaciones surgen dificultades imprevistas, por lo que siempre que sea posible deben hacerse ensayos sin emplear sustancias activas.

El trabajo debe organizarse de modo que la duración de la exposición, ese control debe realizarse de manera sistemática, preferentemente sin que el trabajadortenga que ocuparse del servicio de cronometraje y de la vigilancia radiológica.

El diseño de los equipos debe, en todo lo posible, prever seguridad intrínseca. Ello resulta importante para el cumplimiento de ciertas condiciones operativas en las que la experiencia indica que la sola intervención del operador no siempre parece bastar (ejemplo, el bloqueo de la fuente dentro del contendor).

Los operadores deben, por una parte, cumplir un apropiado programa de capacitación, entrenamiento y reentrenamiento y, por otra, tiene que tomarconciencia de las consecuencias que para la seguridad puede tener cualquierdesviación de los procedimientos establecidos. Al respecto es importante recordar que los trabajadores son responsables de cumplir su trabajo en forma segura siguiendo procedimientos previstos para garantizar su propia protección, de los demás, y usar su sistema de disimetría personal y los equipos de monitoraje de radiación ionizante mínimos necesarios para realizar la operación en condiciones seguras.

Los procedimientos operativos deben también prever instrucciones sobre acciones a tomar en caso de accidente, aún si está directamente ligado a la operación delequipo (por ejemplo, de formación del tubo-guía o del contendor, caso frecuentecuando se trabaja en industrias metalúrgicas pesadas). Estas instrucciones debenasí mismo incluir las comunicaciones que el operador debe efectuar a la institución de la cual depende (entidad responsable), a las autorizaciones pueden estar involucradas ante accidentes que exceda su capacidad de respuesta.

Obviamente, el hecho de aplicar estos requisitos hará que se mejore la seguridad, pero ésta no llegará a ser absoluta. Pese a las previsiones que se tomen, no se pueden garantizar que el operador nunca cometerá errores ni que el diseño del equipo es realmente infalible. Se pueden dar situaciones en que resulte necesaria la acción del operador para evitar un accidente o para mitigar sus consecuencias, pero la intervención humana sólo será eficaz cuando se tenga un cabal conocimiento de las técnicas que se está empleando, de los aspectos físicos asociados y del equipamiento utilizado. Por lo tanto, para una apropiada “interfase hombre- máquina”, se debe, por un lado contar con operadores calificados y por otro, respaldar la seguridad con dispositivos automáticos y enclavamientos.

En cuanto al trasvase de las fuentes debe considerarse que el mismo es parte de la operación y por el riesgo radiológico asociado, le deben ser también aplicable los criterios mencionados precedentemente.

El recipiente en el que se guarde la fuente cuando no se la utilice, debe proporcionar una protección adecuada que disminuya la intensidad de la radiación, a los valores aceptables, por lo general se construyen de plomo, incluso de uranio. Las fuentes de alta actividad (por ejemplo, las de Cobalto-60 que excede de 1 Ci o las de Cesio-137 que exceden de 5 Ci) que se utilicen con frecuencia deben disponer de recipientes con dispositivos mecánicos, eléctricos o neumáticos para retirar la fuente del recipiente o para volver a introducirla en él.

Siempre que sea factible dentro de límites razonables, la gammagrafia debe efectuarse e el interior de un recinto cerrado dispuesto para tal efecto y proporcione protección de blindaje adecuado cuando la fuente esté al descubierto. Las fuentes deben emplearse de forma que no queden expuestas por la inadvertencia a las radiaciones las personas que se encuentren en los locales contiguos o en las plantas superiores o inferiores. Si el recinto no tiene techo o si su techo esta constituido por un blindaje muy delgado, hay que tener en cuenta la posibilidad de que la radiación se retrodisperse en las zonas de trabajo. Para proteger a los trabajadores que se dediquen a labores de mantenimiento y a otras personas que puedan necesitar acceso a los techos de los locales en que se efectúen trabajos de gammagrafía, en los casos en que dichos techos no faciliten la adecuada protección:

a) Se deben instala avisos en los lugares de acceso.

b) Se debe instalar en el techo una luz que se encienda cuando este funcionando la fuente.

En los casos en que no sea factible dentro de límites razonables efectuar los trabajos de gammagrafía en el interior de un recinto cerrado, dichos trabajos deben aislarse de todos los demás trabajos y nadie, excepto las personas que tengan una autorización adecuando, podrá tener acceso a un recinto o área debidamente controlada que rodee el lugar en que se efectúe la gammagrafía. La zona vigilada debe estar marcada con señales fácilmente identificables, no pudiendo entrar en ella el personal que carezca de autorización.

Deben instalarse aparatos de alarma que emitan señales luminosas o acústicas, o ambos tipos e incluso en los casos en que los avisos se hayan de accionar por medio de un interruptor manual, debe considerarse la posibilidad de emplear una señal de alarma que funcione automáticamente en cuanto la radiación de fondo aumente con la exposición de haz útil. En los casos en que se usen señales luminosas deben haber por lo menos dos lámparas conectadas en paralelo.

La instalación del dispositivo radiográfico debe quedar terminada antes del comienzo de la irradiación.

Si para una operación de gammagrafía hubiera que sacar la fuente de radiaciónencerrada de su recipiente protector, debe emplearse una cápsula ficticiaclaramente identificable en todas las operaciones de ajustes preliminares que sean necesarias.

Si la fuente encerrada ha de manipularse fuera de su recinto protector, la operación debe hacerse automáticamente o con un aparato teledirigido, de manera que quedeadecuadamente protegido todo el personal que tome parte en la operación.

Como muchos recipientes de gammagrafía se accionan manualmente, en la mayor parte de los casos no es posible conectar directamente el movimiento de la fuente o la irradiación de haz con las puertas del recinto. Por lo tanto hay que dejar las puertas bien cerradas cuando no estén sometidas a vigilancia. Se dispondrá de detectores de radiación para someter a vigilancia radiológica la zona de irradiación y para comprobar si la fuente gammagráfica se ha vuelto a dejar en su recipiente protector al final de las operaciones de gammagrafía, para esto se debe monitorear la posición de la fuente durante su pasaje por el tubo-guía, en particular cuando está reingresando al contenedor. No realizar esta operación ha sido la principal causa de los accidentes ocurridos por el uso de estas fuentes, dando como resultado que la fuente quede fuera de su contenedor (blindaje) al terminar una irradiación, sin que el operador lo advierta.

Verificar el bloqueo de la fuente una vez que se la ingresó al contenedor.

Para la protección de las personas que pudieran quedar encerradas en un recinto cerrado tendrá que haber:

a) Un medio fácil de abandonar el recinto.

b) Medios de blindar rápidamente la fuente.

c) Un blindaje detrás del cual pueda protegerse la persona hasta que pueda salir del recinto. En los casos en que sea necesario, deben proporcionarse medios de comunicación para que una persona que quede encerrada en el recinto pueda pedir auxilio.

d) Cuando se utilice una fuente de gammagrafía industrial fuera del lugar de empleo habitual, deben colocarse anuncios consistentes en diagramas y/o fotografías que indiquen las características y las dimensiones de la fuente, así como las medidas que debe tomar roda persona que se encuentre con ella. Estos anuncios deben permanecer en el sitio en que se utilice la fuente hasta que se haya comprobado la retirada de la misma.

PROCEDIMIENTOS DE VERIFICACIÓN Y CONTROL DE LAS CONDICIONES DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA.

a) En instalaciones de almacenamiento de fuentes radioactivas se controlará las fugas y niveles de radiación con carga de almacenamiento completo, la integridad física de esta y que la cantidad y forma del almacenamiento de la actividad corresponda a lo autorizado.

b) Registro de las actividades de operación, manutención, calibración y situaciones anormales.

c) Controlar la disposición y el uso adecuado del o los dosímetros personales o ambientales.

d) Controlar funcionamiento de los monitores de exposición mediante una fuente radioactiva de prueba o efectuando con este un monitoraje de lafuente.

e) Con la fuente o equipo en condición de reposo, efectuar monitoraje de los niveles de radiación en exterior e interior de la sala de irradiación previo a la inspección misma para constatar el estado de operación de la fuente. Tomarnota de las observaciones.

f) Se constará visualmente el estado general del equipo y la instalación y de todas las señalizaciones existentes, tomando nota de las observaciones.

g) Verificar visualmente el estado del conjunto ducto guía y cable de control de la fuente, su lubricación, extrayendo este desde su ducto guía mediante elsistema de manejo remoto y el ducto guía de transporte de la fuente en toda la extensión correspondiente.

h) Controlar el funcionamiento del carrete, manija de movimiento circular y cable de control del sistema de manejo remoto de la fuente, verificándose ellibre movimiento de la manija y desplazamiento del cable a través de losductos guía.

i) Verificar la operación de la cerradura de seguridad para el bloqueo del canal de la fuente asegurándose que impida el movimiento de la fuente y suconexión al cable de control.

j) Controlar las fugas de radiación del obturador del canal de la fuente y del contenedor midiendo tasa de dosis o exposición en contacto y a 1 m mediante un equipo portátil de radiación.

k) Controlar el nivel de contaminación superficial en el colimador mediante frotis húmedo de tales zonas y posterior contaje radiológico de la muestra.

DE LA LISTA DE PRUEBAS Y VERIFICACIONES

DE LA DOCUMENTACIÓN DE AUTORIZACIÓN PARA LA OPERACIÓN                    

CONTENIDO DEL INFORME DE EMPLAZAMIENTO

El presente informe describe la ubicación de la instalación radiactiva de la 1ª categoría para gammagrafía industrial, así como las características relevantes del emplazamiento.

UBICACIÓN DE LA PROPIEDAD

La instalación estará ubicada en el sector industrial del terreno de propiedad de … en la ubicación geográfica indicado en plano … adjunto.

CARACTERISTICAS DEL EMPLAZAMIENTO

INSTALACIONES ADYACENTES Y ACCESOS

Descripción de las instalaciones y accesos adjuntando planos de ubicación geográfica de éstos.

TRANSITOS DE VEHICULOS Y PERSONAS

Descripción del movimiento de personas y vehículos, indicando su frecuencia de tránsito y tipos de permanencia promedios en los alrededores del sitio de irradiación o instalación.

INSTALACIONES PELIGROSAS

Descripción de aquellas instalaciones del entorno del sitio de la instalación y que representen algún peligro para ésta.

CONTENIDO DEL DISEÑO DE SEGURIDAD RADIOLOGICA

BASES DE DISEÑO

Las bases de diseño que se presentan a continuación están referidas a un equipo para gammagrafía industrial, cuya fuente radiactiva tiene una actividad nominal de… (Ci) del radioisótopo…

BASES PARA EL CALCULO DE BLINDAJES

Los diferentes blindajes biológicos que conforman el fortín, bunker, se calcularán considerando las bases de diseño siguientes:

Límites de dosis

Los límites de dosis a considerar son:

a) Para persona profesionalmente expuesto H = … (mSv/hr.)

b) Para público en general H = … (mSv/hr.)

Factores modificantes a considerar son:

a) Factor de uso U = …

b) Factor de permanencia para público T = …

c) Factor de permanencia para profesionales expuestos:

- Sala de control T = …

- Bodega de almacenamiento de la fuente y pasillos T = …

Distancias de operación

Distancias mínimas de operación a considerar son:

a) Distancia de irradiación DI = …

b) Distancia fuente-pared DFP = …

Planta del recinto de gammagrafías

Todas las paredes que conforman el fortín de irradiación serán consideradas “barreras primarias”, a excepción de la identifica con el Nº … en el esquema de planta presentado.

Fig 1 Esquema de Planta

Detalles de construcción

Pasamuros

Los pasamuros que se dispongan deben impedir el paso directo de radiación a través de ellos. Para ello adoptará la forma indicada en la figura 2.

Fig. 2

Aclopamiento de puertas de blindajes

Las puertas blindantes del recinto de irradiación deberán tener un traslape que impida el paso directo de la radiación a través de sus juntas con la pared y en la relación traslape-separación que se indica en la figura 3.

Características de los materiales blindantes

Los materiales a usar en la construcción de los blindajes biológicos deberán poseer una densidad uniforme y en ningún caso inferior a los 2.53 (g/cm3).

Disposición de la enfierradura

En la disposición de la enfierradura del hormigón armado se evitará la formación de zonas de densidad degradada.

Seccionamiento de paredes de puertas blindantes

Con el fin de facilitar de mantenimiento de las puertas blindantes, éstas podrán ser construidas en secciones provistas de juntas que impidan el paso directo de laradiación, según se indica en la figura; para asegurar un oclusión perfecta, se incluirá una lámina de plomo, de espesor adecuando, tal que asegure el sello.

DISPOSITIVOS DE SEGURIDAD

En el diagrama de planta que se presente se deben indicar los dispositivos de seguridad, además de la descripción de la simbología usada.

Fig 3 Ubicación Dispositivos de Seguridad

MONITORES DE RADIACIÓN

Descripción de las acciones de enclavamiento de puertas, bajo condición de irradiación que los monitores de radiación permitirán.

CAMARAS DE TELEVISIÓN

Descripción del campo de visualización de las cámaras de televisión.

ACCIONADOR DE PUERTA DE BLINDAJE PRINCIPAL

Descripción de las acciones de control que implicará el movimiento de la puerta principal del recinto de irradiación.

ALARMAS DE LA INSTALACIÓN

Descripción de las condiciones de activación de las alarmas audibles, luminosas y de las acciones de operación y control que éstas conlleven.

PROTECCIÓN PERIMETRAL

Descripción de las características del cerco perimetral y su ubicación.

TECHUMBRES

Descripción del tipo de techumbre de la instalación.

CÁLCULO DEL BLINDAJE BIOLÓGICO

De acuerdo a las bases de diseño, los espesores de los muros que conforman el blindaje biológico de la instalación, referidos a la denominación que a ellos se asigna en la figura de planta correspondiente al punto 5.1 de este apartado, son los que se indican a continuación.

LINDAJE BIOLOGICO: MURO  …… = ….

Datos del blindaje biológico: Tipo: primario/secundario

Material: Hormigón corriente/otro

Datos radiológicos del recinto contiguo:

Categoría del personal expuesto : público/profesional expuesto Factor de permanencia : …

Factor de uso : …

Resultado del cálculo

Espesor del muro : … (m)

DE LA DESCRIPCIÓN DE LOS EQUIPOS DE GAMMAGRAFIA

DATOS TECNICOS DE LAS FUENTES FUENTE DE CO-60/IR.192

DATOS TECNICOS DE LOS CONTENEDORES CONTENEDOR PARA FUENTE DE CO-60/IR-192

CARACTERISTICAS DE LOS CONTENEDORES

MANEJO REMOTO

Descripción de la unidad de telecomando de la fuente radiactiva. DISPOSITIVOS DE SEGURIDAD

Descripción de los dispositivos de seguridad de la fuente tales como obturadores, bloqueadores, cierres de seguridad, etc.

DUCTERIAS DE TRANSPORTE DE LA FUENTE RADIACTIVA

Descripción de las ducterías de transporte de la fuente radiactiva, tales como limitación de acoplamiento de extensiones, recubrimiento de superficies interiores etc.

Además de las características antes descritas, el contenedor es del tipo B, de acuerdo al reglamento de Transporte seguro de Materiales Reactivos.

DEL CONTENIDO DE LA ESPECIFICACION DE DETECTORES DE RADIACION Y MONITORES DE TELEVISION

ALCANCE

La presente especificación, cubre las exigencias determinadas por las condiciones ambientales del lugar de trabajo, así como los requerimientos de seguridad a ser cumplidos por los equipos.

Requerimientos técnicos de los detectores de radiación

Condiciones ambientales

REQUERIMIENTOS TECNICOS DE CAMARAS DE TV.

CONDICIONES AMBIENTALES

CONTENIDOS DEL MANUAL DE PROTECCIÓN RADIOLOGICA

En el presente manual se contemplan los requerimientos de autorización de la instalación radiactiva.

CONTROL DE LA RADIACIÓN EXTERNA

A pesar de las consideraciones de diseño de la instalación, es necesario adoptar algunas medidas de control respecto de las condiciones de operación de la instalación y de las dosis recibidas por el personal que trabaja en ellas.

VIGILANCIA DE RADIACIÓN DE ZONAS

Se debe vigilar el nivel de radiación de algunas zonas particularmente sensibles, con el objeto de comprobar la eficacia de los blindajes y que las dosis que, eventualmente, pudiera recibir el personal que permanezca en ellas, son inferiores a los límites autorizados.

DOSIMETRIA PERSONAL

El personal profesionalmente expuesto debe estar sometido a un control dosimétrico individual, a objeto de registrar la dosis acumulada en periodos predeterminados.

CONTAMINACIÓN RADIACTIVA

La contaminación radiactiva se produce al entrar un cuerpo en contacto directo con el material radiactivo liberado de su confinamiento. La contaminación puede ser externa, cuando el material radiactivo entra en contacto con la piel, o interna, cuando éste es incorporado al organismo.

CONTROL DE LA CONTAMINACION RADIACTIVA

La contaminación externa se controla evitando el contacto directo con el material radiactivo, lo que se logra a través de una adecuada vigilancia radiológica de los elementos susceptibles de estar contaminados y del uso de elementos de protección personal tales como guantes desechables y ropa de trabajo controlada. La contaminación interna se controla evitando el acceso del material radiactivo a las posibles vías de incorporación, representadas por: ingestión, absorción a través de la piel o heridas e inhalación.

CLASIFICACIÓN DE CONDICIONES Y LUGARES DE TRABAJO

Para la operación de la instalación, se observara la clasificación de condiciones y lugares de trabajo siguiente:

CONDICIONES DE TRABAJO

Las condiciones de trabajo se aplican sólo a trabajadores pertenecientes a la instalación radiactiva y se clasifican en:

Condición de trabajo Tipo A

La condición de trabajo Tipo A se aplica a aquellos trabajadores pertenecientes a la instalación radiactiva y que por la actividad que desarrollen, podrían recibir dosis anuales mayores que 15 (mSv).

Condición de trabajo Tipo B

La condición de trabajo Tipo B se aplica aquellos trabajadores pertenecientes a la instalación radiactiva y que por la actividad que desarrollan, en ningún caso podrán recibir dosis anuales mayores que 15 (mSv).

LUGARES DE TRABAJO

Los lugares de trabajo se clasifican en: Zona Supervisada

Es aquella donde las condiciones de trabajo son del tipo B.

Se considerarán Zonas Supervisadas todas aquellas áreas interiores a la reja perimetral no clasificadas como Zonas controladas.

Zona Controlada

Es aquella a la cual es permitido el ingreso irrestricto sólo a trabajadores Tipo A y a cualquier otra persona 8 Tipo B, personal ajeno a la instalación radiactiva o visitas), sólo bajo supervisión de un trabajador Tipo A. Son Zonas Controladas las siguientes:

a) Sala de irradiación

b) Bodega de fuentes

c) Laberintos de acceso

Zona Prohibida

Es aquella a la cual se prohíbe la entrada. Se considerarán Zonas Prohibidas las dependencias clasificadas como Zonas Controladas, durante todo el tiempo que las fuentes radiactivas se encuentran fuera de sus respectivos contenedores.

PROCEDIEMTOS DE SEGURIDAD EN OPERACIÓN NORMAL

REQUERIMIENTOS GENERALES

En la instalación sólo deberá permanecer el personal indispensable para llevar a cabo la operación.

El personal de operación deberá portar, mientras se encuentre en la instalación, los dosímetros personales siguientes:

a) Dosímetro fílmico

b) Dosímetro de lectura directa

ANTES DE LA IRRADIACIÓN

a) Evacuar la sala de irradiación, la bodega de fuentes y el laberinto de acceso.

b) Cerrar las puertas

c) Activar las señales perimetrales

d) Verificar el estado operacional del equipamiento de seguridad: monitores de radiación, cámaras de TV, panel de comando y señalizaciones perimetrales.

DESPUES DE LA IRRADIACIÓN

a) Verificar que los monitores de radiación acusan niveles normales de exposición.

b) Desactivar las señales perimetrales.

c) Verificar que la instalación quede en condición segura.

CONTROL DE LOS DISPOSITIVOS

Los dispositivos de seguridad deberán ser sometidos a un control periódico, con la frecuencia que se indica:

a) CONTROL MENSUAL

• Monitores de radiación
• Pulsadores de emergencia
• Interruptores de enclavamientos
• Detectores portátiles
• Dosímetros de lectura directa

CONTENIDO DEL INFORME DE OPERACIÓN PROYECTADA

Se indica a continuación el contenido del informe de funcionamiento de la Instalación Radiactiva bajo el concepto de operación segura.

a) Descripción de la seguridad física perimetral

b) Descripción del equipo de profesionales de la instalación y de las funciones específicas asignadas a cada uno de ellos.

c) Descripción de la operación de ingreso y egreso de equipos y materiales.

d) Descripción de las operaciones de irradiación.

e) Descripción de las actividades de fin de la operación de irradiación.

f) Descripción de operaciones bajo condiciones de falta de energía eléctrica. PROCEDIMIENTOS PARA EMERGENCIAS RADIOLOGICAS

Es característica de las situaciones de emergencias que el incidente que las provoca es, por lo general, impredecible; el operador de un equipo emisor de radiación ionizante deberá actuar de manera de eliminar cualquier peligro que exista, para sí mismo o para terceras personas.

La imposibilidad de caracterizar todos los incidentes de aplicación general, los que se indican a continuación:

RECONOCIMIENTO DE LA SITUACIÓN DE EMERGENCIA

El primer paso para hacer frente a una situación de emergencia radiológica es, reconocer que tal situación existe. A fin de hacer lo posible este alertamiento, es necesario que el operador tome ciertas medidas precautorias, tales como:

• 1.1 Portar en todo momento, mientras dure su jornada de trabajo, un dosímetro personal con alarma audible.
• 1.2 Cada vez que se disponga a ingresar a la zona de irradiación, después de efectuada una exposición, verificar los niveles de dosis por medio de un monitor

portátil con sonda detectora de radiación extensibles.

RESPUESTRA INMEDIATA

Después de percatarse que una situación de emergencia se ha presentado, el operador deberá:

• 1.3 retirase a un lugar seguro, alejándose de la fuente de radiación interponiendo, entre ella y sí mismo, algún blindaje biológico.
• 1.4 Reflexionar y plantear calmadamente los próximos pasos a seguir. Una actitud irreflexiva  o  apresurada  conduce,  en  la  generalidad  de  los  casos,  a  un agravamiento de la emergencia original.
• 1.5 Establecer una área de restricción alrededor de la zona de alto nivel de radiación e impedir el acceso a toda persona que pudiera aproximarse inadvertidamente.
• 1.6 Evitar, en la medida de lo posible, tomar acciones de control de emergencia para las cuales no esté debidamente entrenado. Deberá preferirse solicitar el

concurso de un especialista en protección radiológica.

CRITERIOS DE ACCION ANTE INCIDENTES PREVISTOS

Se destacan, por su importancia relativa, los siguientes incidentes operacionales: FUENTE TRABADA FUERA DE CONTENEDOR

Se detecta por la ausencia de la señal de fuente en posición retraída o por la existencia de un alto nivel de exposición en la dependencia, sala o lugar de irradiación o almacenamiento, con la señal de fuente retraída activada.

Las acciones a seguir son:

i. Identificar la dependencia donde se encuentra posicionada la fuente.

ii. En el primer caso, el cable de accionamiento de la fuente se encontrara cortado; se deberá planificar los procedimientos deaproximación a la fuente y su posterior recuperación enconjunto con el personal de prevención de riesgos.iii. En el segundo caso, intentar la retracción de la fuente en forma manual, desde distancia segura. Ante la posibilidad de lograr la retracción actuar según se describe en 3.1.2

CORTE DE NERGIA ELECTRICA

En esta situación y en equipos con dispositivos de transporte de la fuente, electromecánicos, la fuente quedará en su posición de irradiación y se perderá la programación de tiempo de exposición.

Las acciones a seguir son:

iv. Si no existen inconvenientes operacionales, proseguir la irradiación en forma normal.

v. Si se desea abortar la operación, retraer la fuente en forma manual y a distancia segura.

vi. Verificar, a momento de restablecerse la energía, que el equipo o instalación esté en condición segura.

INCENDIO EN LA INSTALACION DURANTE UNA OPERACIÓN DE IRRADIACION

En esta situación, lo más importante es evitar que el fuego provoque un accidente radiológico, debido a:

vii. Exposición del operador al tratar de sofocar el fuego sin retiro de la fuente.

viii. Dispersión del material radiactivo por fusión de la cÁpsula.

Las acciones a seguir son:

ix. Dar aviso al personal especializado en combate de incendios y de protección radiológica.

x. Intentar la retracción de la fuente a su contenedor.

xi. Verificar los niveles de dosis en el lugar amagado.

xii. Adoptar las medidas que el especialista en protección radiológica determine.

xiii. Evitar el uso de agua como elemento extintor para evitardispersión de material radiactivo.

CONCLUSIONES

Considerando que los equipos de gammagrafía y los lugares de irradiación, fortines, se diseñan bajo el concepto de seguridad intrínseca y que la mayor frecuencia de incidentes y accidentes radiológicos tiene como causa principal el factor humano, es condición necesaria, para mantener aceptablemente seguras las condiciones de seguridad radiológica, que la operación de estos equipos sea efectuada por personal calificado, con formación en materias de protección radiológica impartidos en cursos regulares y cuyos programas deben estar reconocidos por la Autoridad Competente y entrenado en el manejo seguro de estos equipos.

Tanto las instalaciones como el personal de operación deben poseer sus respectivas Autorizaciones de Instalación y de Operación vigentes.

Es fundamental que los operadores atiendan a los procedimientos de operación y mantención recomendados por el fabricante del equipo de gammagrafíay a lo establecido en la documentación de autorización, manual de protección radiológica, de operación proyectada y a los procedimientos para situaciones deemergencia.

También lo es el correcto uso de la disimetría personal por parte de los operadores y su control periódico tanto del servicio dosimétrico como comunicación inmediata de todas las situaciones anormales detectadas, incidentales y accidentales, lo que, permitirá acciones correctivas oportunas. Otra contribución al mantenimiento de las condiciones de seguridad es la calibración periódica de los equipos detectores de radiación y su uso permanente en la operación del equipo radiactivo.

Además todo grupo de trabajo debe constar con un supervisor responsable de la protección radiológica.

Finalmente se puede decir que las condiciones de seguridad radiológica de los trabajadores se mantendrán aceptable seguras mientras las exposiciones a lafuente radiactiva de éstos sean lo razonablemente más bajas posible respecto dellímite de dosis ocupacional, para lo cual la necesaria y acuciosa planificación de las operaciones, su correspondiente verificación y seguimiento de su correcta aplicación, son fundamentales, elementos propios de un Sistema de Gestión de Seguridad y Salud para este tipo de aplicación industrial.