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CURSO DE SELECCIÓN NIVEL B EXPOSITOR: MC. JESUS DE LA TORRE O

07 Protección Radiológica

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Page 1: 07 Protección Radiológica

CURSO DE SELECCIÓN NIVEL B

EXPOSITOR: MC. JESUS DE LA TORRE O

Page 2: 07 Protección Radiológica

CONOCER:

OBJETIVOS ESPECIFICOS

MAGNITUDES USADAS EN PROTECCIÓN RADIOLÓGICA.

IDENTIFICARA LOS EFECTOS BIOLOGICOS DE LA RADIACION

LOS FACTORES BÁSICOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA: Tiempo,Distancia y Blindaje.

DEFINIR EL CONCEPTO DE CONTAMINACION RADIACTIVA Y SUS TIPOS.

INTERPRETARA LA FILOSOFIA ALARA

IDENTIFICARA LA CLASIFICACION DE AREAS CON RADIACION EN CLV.

IDENTIFICARA LA SEÑALIZACION RADIOLOGICA UTILIZADA EN CLV.

Page 3: 07 Protección Radiológica

PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

Objetivo:

CONFORME A LA LEY, LA SEGURIDAD RADIOLÓGICA TIENE

POR OBJETO PROTEGER A LOS TRABAJADORES, A LA

POBLACIÓN Y A SUS BIENES, Y AL AMBIENTE EN GENERAL,

MEDIANTE LA PREVENCIÓN Y LIMITACIÓN DE LOS EFECTOS

QUE PUDIEREN RESULTAR DE LA EXPOSICIÓN A LA

RADIACIÓN IONIZANTE.

Page 4: 07 Protección Radiológica

PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

LA FILOSOFÍA DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA SE BASAEN RECIBIR LA MENOR CANTIDAD POSIBLE DE RADIACIÓN.

ASÍ PUES, LOS ESFUERZOS INICIALES SE DEBEN DIRIGIR

PARA RESTRINGIR Ó CONFINAR LA RADIACIÓN; DESPUÉS

DE ELLO SE USARÁN LOS CONTROLES NECESARIOS PARA

MINIMIZAR LA DOSIS DE RADIACIÓN.

Page 5: 07 Protección Radiológica

¿ALGUNA PREGUNTA?

Page 6: 07 Protección Radiológica

EXPOSITOR: MC. JESUS DE LA TORRE O

Page 7: 07 Protección Radiológica

SISTEMA INTERNACIONAL DE UNIDADES

POR ESTA RAZÓN SE ESTABLECIÓ EL SISTEMA

INTERNACIONAL DE UNIDADES (S. I.), QUE CUENTA

CON UNIDADES BÁSICAS, DERIVADAS Y

COMPLEMENTARIAS .

Page 8: 07 Protección Radiológica

MAGNITUDES Y UNIDADES

ES UNA PORCIÓN DE LA MAGNITUD ,SELECCIONADA ARBITRARIAMENTE,QUE SIRVE COMO BASE DECOMPARACIÓN PARA MEDIR.

U N I D A D .-

MAGNITUD.- ES TODA AQUELLA MANIFESTACIÓNDE LA NATURALEZA SUSCEPTIBLE DESER MEDIDA

Page 9: 07 Protección Radiológica

SISTEMA INTERNACIONAL DE UNIDADES

BASICAS

METRO

KILOGRAMO

SEGUNDO

AMPERE

KELVIN

MOL

CANDELA

DERIVADAS

m/s (Velocidad)

kg/m3 (Densidad)

kg-m/s2 (Newton)

Fuerza

kg-m2/s2 (Joule)

Energía y Trabajo

Bq (Actividad)

Gray (Dosis absorbida)

Sv (Dosis equivalente)

COMPLEMENTARIAS

radián (áng. planos)

estereoradián (áng. sólidos)

ESPECIALES

CURIE (ACTIVIDAD)

ROENTGEN (EXPOSICIÓN)

RAD (DOSIS ABSORBIDA)

REM (DOSIS EQUIVALENTE)

Page 10: 07 Protección Radiológica

PREFIJOS Y ORDEN DE MAGNITUD

MÚLTIPLOS

PREFIJO FACTOR

Tera 1012

Giga 109

Mega 106

kilo 103

SUBMÚLTIPLOS

PREFIJO FACTOR

mili 103

micro 106

nano 109

pico 1012

Page 11: 07 Protección Radiológica

Magnitud Unidades Nombre Equivalencia

Actividad s1 Becquerel1 Ci = 3.7x1010

Bq

Exposición Ckg1 1 R = 2.58x104

C/kg

Rapidez de exposición

Ckg1s-1 = Akg1

Dosis absorbida Jkg1 Gray 1 rad = 0.01 Gy

Rapidez de dosis absorbida

Jkg1 s1 = Wkg1

Equivalente de dosis

Jkg1 Sievert 1 rem = 0.01 Sv

Rapidez de equivalente de dosis

Jkg1s1 = W·kg1

MAGNITUDES Y UNIDADES RADIOLÓGICAS

Page 12: 07 Protección Radiológica

NOM-008-SCFI-2002:SISTEMA GENERAL DE UNIDADES DE MEDIDA

NORMA OFICIAL MEXICANA CUYO OBJETIVO ES ESTABLECER UN

LENGUAJE COMÚN QUE RESPONDA A LAS EXIGENCIAS ACTUALES

DE LAS ACTIVIDADES CIENTÍFICAS, TECNOLÓGICAS,

EDUCATIVAS, INDUSTRIALES Y COMERCIALES.

Page 13: 07 Protección Radiológica

Cantidad de material radiactivo, medido en

Becquereles,(Curies)

Intensidad de rayos gamma

medida en C/kg ,

(Roentgens)

Dosímetro para medir la dosis equivalente recibida, medida en Sievert, (rem)

Radiación absorbida, medida en

Gray, (rad)

Page 14: 07 Protección Radiológica

A C T I V I D A D

LA ACTIVIDAD ES LA MAGNITUD QUE MIDE EL NÚMERO DEDESINTEGRACIONES POR UNIDAD DE TIEMPO QUE SUFRE UNAMUESTRA RADIACTIVA .

AdN

dt

desintegraciones

segundo

UNIDADES 1 Becquerel = 1 desintegración/segundo (S.I.)

1 Curie = 3.7x1010 desintegraciones/seg

Page 15: 07 Protección Radiológica

E X P O S I C I Ó N

EXPOSICIÓN ES LA MAGNITUD QUE MIDE LA CANTIDAD DE CARGASELÉCTRICAS PRODUCIDAS POR LA RADIACIÓN ELECTROMAGNÉTICA ENEL AIRE .

dQ (No. de cargas eléctricas)

X = =dm (Unidad de masa de aire)

UNIDADES: Coulomb/kilogramo (S.I.)

1 Roentgen = 1 esu/cm3 de aire P y T std.

EQUIVALENCIA: 1 R = 2.58x10-4 C/kg ó 1 C/kg = 3876 R

Page 16: 07 Protección Radiológica

SE DEFINE: ROENTGEN

UNIDAD ESPECIAL PARA MEDIR LA EXPOSICIÓN. DEFINIDACOMO LA CANTIDAD DE RADIACIÓN ELECTROMAGNÉTICA QUEEN 1 cm3 DE AIRE, EN CONDICIONES ESTÁNDAR DE PRESIÓN YTEMPERATURA, PRODUCE UNA UNIDAD ELECTROSTÁTICA DECARGA(2.083 X 109 PARES DE IONES/cm3 = 2.58 X 10-4 C/KG).

Page 17: 07 Protección Radiológica

DOSIS ABSORBIDA

MAGNITUD QUE MIDE LA CANTIDAD DE ENERGÍA CEDIDA POR LARADIACIÓN A LA UNIDAD DE MASA AL PRODUCIR LAIONIZACIÓN .

UNIDADES: 1 GRAY = 1 Joule/kilogramo (S.I.)

1 RAD = 100 erg/g

EQUIVALENCIA: 1 Gy = 100 rad

dE Energía absorbida

D = =dm Unidad de masa de material

Page 18: 07 Protección Radiológica

EXPOSICIÓN y DOSIS ABSORBIDA

1 Roentgen =

1 ues/cm3 de aire P y T std. (20830 p.i.)

1.61x1012 p.i. creados por gramo de aire

5.23x1013 eV de energía absorbida por gramo de aire

6.77x1010 eV de energía absorbida por cm3 (0.001293 g) de aire

87 ergios de energía absorbida por gramo de aire

94 ergios de energía absorbida por gramo de tejido

Page 19: 07 Protección Radiológica

FACTOR DE CALIDAD

NÚMERO QUE CUANTIFICA EL DAÑO QUE OCASIONACUALQUIER TIPO DE RADIACIÓN EN RELACIÓN CON ELDAÑO CAUSADO POR LA RADIACIÓN GAMMA.

NOM-001-NUCL-1994

Page 20: 07 Protección Radiológica

DOSIS EQUIVALENTE

MAGNITUD QUE CUANTIFICA EL DAÑO OCASIONADO POR LAENERGÍA DE LA RADIACIÓN ABSORBIDA POR EL TEJIDO:

H = D FC

UNIDADES: 1 Sievert = 1 Joule/kilogramo (tejido) (S.I.)

1 Rem = 100 erg/g

EQUIVALENCIA: 1 Sv = 100 rem

Page 21: 07 Protección Radiológica

R A P I D E Z D E D O S I S

SI LAS UNIDADES MENCIONADAS LAS RELACIONAMOS CON ELTIEMPO PODEMOS OBTENER LA RAPIDEZ DE DOSISCORRESPONDIENTE:

dXX =

dt

X.- RAPIDEZ DE EXPOSICIÓN

D.- RAPIDEZ DE DOSIS ABSORBIDA

H.- RAPIDEZ DE DOSIS EQUIVALENTE

.

.

.

.

Page 22: 07 Protección Radiológica

FACTOR DE CALIDAD (FC)

Fotones (X y ) con E > 30 keV 1

Neutrones: < 10 keV 5

Electrones con E > 30 keV 1

del Tritio 2

Partículas Alfa, Protones o iones pesados 20

10 keV a 100 keV 10

> 100 keV a 2 MeV 20

> 2 MeV a 20 MeV 10

> 20 MeV 5

Page 23: 07 Protección Radiológica

M A G N I T U D A C T I V I D A D E X P O S I C I Ó N DOSIS ABSORBIDA DOSIS EQUIVALENTE

+ + + + + + +

+ + + + + + +

+ + + + + + +

+

+ + + + +

+ + + + +

+ +

+ + + + + + + + +

e +

e +

e +

e +

e +

e

+

e

+

OH

OH+

H H

+

e OH

H

H

OH+

e

OH

H

H+

H+

OH H

H+

H

CAMPO DE RADIACIÓN IONIZACIÓN DEL AIRE ENERGÍA ABSORBIDA DAÑO BIOLÓGICO

QUÉ MIDE? Número de desintegraciones de una muestra radiactiva en la unidad de tiempo.

Cargas eléctricas producidas en el aire por la radiación electromagnética.

Energía cedida por la radiación en la unidad de masa, al producir ionización.

Daño ocasionado por la energía de la radiación absorbida por el tejido.

REPRESENTACIÓN MATEMÁTICA

seg

tsinde

td

NdA

masa.u

asargc.No

md

QdX

masa.u

Energía

md

EdD H = D · Q · N

UNIDADES DEL S.I. 1s1

seg

des1Bq1

kg

Coulomb1X Gy1Gray1

kg

Joule1D

Sv1Sievert1

kg

Joule1H

tejido

UNIDADES ESPECIALES s

des10x7.3Curie1 10

.std.T.Pairecm

ues1R)Roentgen(

3

g

erg100rad1

)DoseAbsorbedRoentgen(rad

tejidog

erg100rem1

)ManEquivalentRoentgen(rem

EQUIVALENCIA 1 C i = 3.7x1010 Bq 1 R = 2.58x104 C/kg

1 C/kg = 3876 R

1 rad = 0.01 Gy

1 Gy = 100 rad

1 rem = 0.01 Sv

1 Sv = 100 rem

MAGNITUDES DERIVADAS

RAPIDEZ DE EXPOSICIÓN RAPIDEZ DE DOSIS ABSORBIDA RAPIDEZ DE DOSIS EQUIVALENTE

UNIDADES DEL S.I.

skg

C

td

XdX

seg

Gy

td

DdD

seg

Sv

td

HdH

UNIDADES ESPECIALES

.etc,

h

mR,

h

R

.etc,

h

mrad,

h

rad

.etc,

h

mrem,

h

rem

Page 24: 07 Protección Radiológica

MAGNITUDES y UNIDADES

X

D

HDX

HA

x 0.94

x 0.94

x FC

x FC

x t x tx t

2d

x

Page 25: 07 Protección Radiológica

RAPIDEZ DE EXPOSICIÓN POR

IRRADIACIÓN GAMMA EXTERNA

(Fuentes Puntuales)

= CONSTANTE GAMMA, en Rcm2/hmCi

A = ACTIVIDAD DEL RADIONÚCLIDO, en mCi

r = DISTANCIA DEL PUNTO DE INTERÉS A LA FUENTE, en cm

h

R

r

A2

0X

Page 26: 07 Protección Radiológica

La Constante Gamma ()

LA CONSTANTE GAMMA LA OBTENEMOS DE TABLAS O LA PODEMOS

CALCULAR CON LAS ECUACIONES SIGUIENTES:

m

1iii nE5.0

AIRE

m

1i

enii nE521.19

en Rm2/hCi

Ei = Energía del fotón i, en MeV

ni = Rendimiento del fotón i por desintegración

= Coeficiente másico de absorción de energía, en cm2/g

AIRE

en

Page 27: 07 Protección Radiológica

NÚCLIDO NÚCLIDO NÚCLIDO

Actinio-227 2.2 Escandio-47 0.56 Oro-198 2.3

Antimonio-122 2.4 Estaño-113 1.7 Oro-199 0.9

Antimonio-124 9.8 Estroncio-85 3.0 Plata-110m 14.3

Antimonio-125 2.7 Fierro-59 6.4 Potasio-42 1.4

Bario-131 3.0 Galio-67 1.1 Potasio-43 5.6

Bario-133 2.4 Galio-72 11.6 Radio-226 8.25

Bario-140 12.4 Iodo-124 7.2 Radio-228 5.1

Berilio-7 0.3 Iodo-125 0.7 Renio-186 0.2

Bromo-82 14.6 Iodo-126 2.5 Rubidio-86 0.5

Cadmio-115m 0.2 Iodo-130 12.2 Rutenio-106 1.7

Cesio-134 8.7 Iodo-131 2.2 Selenio-75 2.0

Cesio-137 3.3 Iodo-132 11.8 Sodio-22 12.0

Cloro-38 8.8 Iridio-192 4.8 Sodio-24 18.4

Cromo-51 0.16 Manganeso-52 18.6 Tungsteno-185 0.5

Cobalto-56 17.6 Manganeso-54 4.7 Uranio-234 0.1

Cobalto-57 0.9 Manganeso-56 8.3 Vanadio-48 15.6

Cobalto-58 5.5 Mercurio-197 0.4 Xenón-133 0.1

Cobalto-60 13.2 Mercurio-203 1.3 Zinc-65 2.7

Cobre-64 1.2 Molibdeno-99 1.8 Zirconio-95 4.1

Escandio-46 10.9 Níquel-65 3.1

, está en R-cm2/ hr-mCi. Tomado del Radiological Health Handbook.(/10, en R-m2/ hr-Ci)

La

Constante

Gamma

()

Page 28: 07 Protección Radiológica

RELACIÓN ENTRE RAPIDEZ DE DOSIS

ABSORBIDA y RAPIDEZ DE EXPOSICIÓN

h

radX87.0D

aire

en

medio

en

Si el medio es aire, la ecuación se transforma en:

h

radX87.0D

Page 29: 07 Protección Radiológica

RELACIÓN DOSIS ABSORBIDA-EXPOSICIÓNEN TEJIDO

Si el medio es tejido, se observa que en el intervalo de

0.2 a 20 MeV, el valor de los coeficientes para hueso,

músculo y grasa se mantienen más o menos constantes,

por lo que calculando un promedio se obtiene el valor:

X94.0D

Page 30: 07 Protección Radiológica

RELACIÓN DOSIS ABSORBIDA-EXPOSICIÓN

HUESO

MÚSCULO

AIRE

GRASA

0.01 0.02 0.05 0.1 0.2 0.5 1 2 5 10 20 50 100 200

ENERGÍA DE LOS FOTONES, MeV

500

400

300

200

150

120

100

87

75

60

50

3

2

1

0.5

Erg

s p

or

gra

mo/R

oentg

en

Rad/R

oentg

en

Page 31: 07 Protección Radiológica

¿ALGUNA PREGUNTA?

Page 32: 07 Protección Radiológica

¿ALGUNA PREGUNTA?

Page 33: 07 Protección Radiológica
Page 34: 07 Protección Radiológica

EFECTOS BIOLÓGICOS

CAUSA: IONIZACIÓN Y EXCITACIÓN EN LA MATERIA

EFECTO: CAMBIOS QUÍMICOS EN LA MATERIA

Page 35: 07 Protección Radiológica

DE MANERA SIMILAR QUE PARA CIERTAS LESIONES DE OTRO TIPO,

EL ORGANISMO PUEDE RECUPERARSE DE ESTE DAÑO DEPENDIENDO

BÁSICAMENTE DE LA SEVERIDAD DE LA LESIÓN, DE LA PARTE

AFECTADA Y DEL PODER DE RECUPERACIÓN DEL INDIVIDUO.

Page 36: 07 Protección Radiológica

L A C É L U L A

MEMBRANA CELULAR

NÚCLEO

LISOSOMA

MEMBRANA NUCLEAR

CROMATINA

NUCLEOLO

RIBOSOMAS

MITOCONDRIA

RETÍCULO ENDOPLÁSMICO RUGOSO RETÍCULO

ENDOPLÁSMICO LISO

CITOPLASMA

Page 37: 07 Protección Radiológica

RADIÓLISIS DEL AGUA

H + OH H2

H20 H + OH H2O2 MUY REACTIVOS

H• + OH• HO2•

Page 38: 07 Protección Radiológica

CLASIFICACIÓN DE LOS EFECTOS BIOLÓGICOS

LOS EFECTOS OCASIONADOS POR LA

RADIACIÓN IONIZANTE ACTUALMENTE SE

CLASIFICAN DE ACUERDO CON SU

PROBABILIDAD DE INCIDENCIA EN:

DETERMINISTAS y ESTOCÁSTICOS .

Page 39: 07 Protección Radiológica

EJEMPLOS: CAÍDA DE CABELLO, ANEMIA, ESTERILIDAD, ETC.

DETERMINISTAS

SE DEBEN A LA MUERTE DE UN GRAN NÚMERO DE

CÉLULAS Y SE PRESENTAN A PARTIR DE UNA

DOSIS UMBRAL Y LA SEVERIDAD DEL EFECTO SE

INCREMENTA AL AUMENTAR LA DOSIS

RECIBIDA .

Page 40: 07 Protección Radiológica

E S T O C Á S T I C O S

SE DEBEN A LA MODIFICACIÓN DE COLONIAS DE CÉLULAS

QUE SE REPRODUCEN PROGRESIVAMENTE Y OCASIONAN

PROCESOS DEGENERATIVOS Y NEOPLÁSICOS. NO TIENEN

DOSIS UMBRAL, PERO AL INCREMENTARSE LA DOSIS

RECIBIDA, AUMENTA LA PROBABILIDAD DE QUE EL EFECTO

SE PRESENTE.

EJEMPLOS: INDUCCIÓN DE CÁNCER , ACORTAMIENTO DE LA

VIDA Y ENFERMEDADES HEREDITARIAS .

Page 41: 07 Protección Radiológica

Dosis absorbida

(rad)Efecto

> 10

Rupturas cromosómicas difíciles dedetectar en células sanguíneas.Interferencia en la organogénesisde embriones

> 25 Cambios sanguíneos moderados> 50 Probable retención momentánea de

la espermatogénesis> 100 Probable síndrome de radiación> 200 Síndrome de radiación> 400 50% de probabilidad de muerte> 600 100% de probabilidad de muerte

DOSIS UMBRAL AGUDA PARA EFECTOS DETERMINISTICOS

Page 42: 07 Protección Radiológica

EXPOSICION LOCAL AGUDA

DOSIS

ABSORBIDA ( Gy )

Gónadas

Gónadas

Cuero cabelludo

Cuero cabelludo

0.15

3.50

5.00

25.00

Esterilidad temporal

Esterilidad definitiva

Caída temporal del

cabello

Caída definitiva del

cabello

E F E C T OPARTE IRRADIADA

Page 43: 07 Protección Radiológica

¿ALGUNA PREGUNTA?

Page 44: 07 Protección Radiológica
Page 45: 07 Protección Radiológica

FACTORES BÁSICOS DE PR.

PARA LIMITAR Y REDUCIR LA EXPOSICIÓN A LA RADIACIÓN A UN

MÍNIMO POSIBLE SE DEBEN DE CONSIDERAR PRINCIPALMENTE TRES

FACTORES QUE DETERMINAN LA EXPOSICIÓN TOTAL QUE LA

PERSONA RECIBE EN UN CAMPO DE RADIACIÓN. ESTOS SON:

TIEMPODISTANCIA

BLINDAJE

Page 46: 07 Protección Radiológica

FACTORES BÁSICOS DE P.R.

SIN EMBARGO, LAS MEDIDAS DE PROTECCIÓN SE INICIAN DESDE LA

PLANEACIÓN DE LOS TRABAJOS A DESARROLLAR CON LAS FUENTES

RADIACTIVAS, ES DECIR:

DESDE SU ELECCIÓN Y DISEÑO ADECUADO DE LAS ÁREAS DE TRABAJO, DE

LOS MATERIALES DE LAS SUPERFICIES (MESAS, PISOS, PAREDES, ETC.),

EL USO DE EQUIPO DE PROTECCIÓN ADECUADO (ROPA, MONITORES,

DOSÍMETROS, ETC.),

Page 47: 07 Protección Radiológica

FACTORES BÁSICOS DE P.R.

ASÍ COMO UN ENTRENAMIENTO PREVIO Y APROPIADO PARA EL

PERSONAL, A FIN DE OPTIMIZAR LA METODOLOGÍA DE TRABAJO PARA

EXPONERSE EL MENOR TIEMPO Y A LA MAYOR DISTANCIA POSIBLE DE LA

FUENTE RADIACTIVA.

TODO ESTO COMBINADO

PUEDE PREVENIR EN GRAN

MEDIDA LA

CONTAMINACIÓN

RADIACTIVA.

Page 48: 07 Protección Radiológica

FACTORES BÁSICOS DE PROTECCIÓN

T I E M P O

A menor tiempo cerca de la

fuente radiactiva menos

radiación y por lo tanto menos

dosis se recibe.

FUENTE

RADIACTIVA

Page 49: 07 Protección Radiológica

FACTORES BÁSICOS DE P.R.: tiempo

LA DOSIS ABSORBIDA ES DIRECTAMENTE PROPORCIONAL AL TIEMPO DE

EXPOSICIÓN, POR ESO ES QUE MIENTRAS MENOS TIEMPO ESTEMOS EN LA

PRESENCIA DE UN CAMPO DE RADIACIÓN, MENOR SERÁ LA DOSIS QUE SE

RECIBA. SE DEBEN TOMAR EN CUENTA ALGUNAS CONSIDERACIONES,

TALES COMO:

A.- ANTES DE ENTRAR A DESARROLLAR UN TRABAJO SE DEBEN TENER

COMPRENDIDAS PERFECTAMENTE LAS TAREAS A REALIZAR TANTO EN GRUPO COMO

PERSONALES.

B.- DESARROLLAR EL TRABAJO A UN RITMO EFICIENTE.

C.- NO PERMANECER INNECESARIAMENTE EN ÁREAS CON RADIACIÓN (SI SE

SUSPENDE EL TRABAJO POR IMPREVISTOS, RETIRARSE A UN ÁREA CON BAJO NIVEL

DE RADIACIÓN, HASTA QUE SE RESUELVA EL PROBLEMA).

D.- NO SE DEBERÁ TOMAR DESCANSO EN ÁREAS CON RADIACIÓN.

Page 50: 07 Protección Radiológica

donde:

D = Rapidez de dosis

t = Tiempo de irradiación

FACTORES BÁSICOS PARA IRRADIACIÓN

EXTERNA

Tiempo

La dosis recibida es directamente proporcional al tiempo deexposición.

Para partículas , y neutrones así como radiaciónelectromagnética

la dosis absorbida está dada por:

tDD

Page 51: 07 Protección Radiológica

FACTORES BÁSICOS DE

PROTECCIÓN

A menor distancia de la

fuente radiactiva más

radiación se recibe

D I S T A N C I A

FUENTE

RADIACTIVA

Page 52: 07 Protección Radiológica

FACTORES BÁSICOS DE P.R.: distancia

ES NECESARIO ESTABLECER UNA RELACIÓN QUE CUANTIFIQUE LA MAGNITUDDE LA EXPOSICIÓN QUE SE ESTÁ RECIBIENDO EN UN DETERMINADO CAMPO DERADIACIÓN.

= CONSTANTE GAMMA, EN Rcm2/HmCi

A = ACTIVIDAD DEL RADIONÚCLIDO, EN mCi

d = DISTANCIA DEL PUNTO DE INTERÉS A LA FUENTE, EN cm

h

R

d

AX

2

0

Page 53: 07 Protección Radiológica

FACTORES BÁSICOS DE P.R.: distancia

LA LEY DEL CUADRADO INVERSO DE LA DISTANCIA ESTÁ DADO POR:

2

22

2

1dXdX

1

P1

P2

d1 d2

FUENTE PUNTUAL

Page 54: 07 Protección Radiológica

FACTORES BÁSICOS DE

PROTECCIÓN

A mayor blindaje

menos radiación se

recibe

B L I N D A J E

FUENTE

RADIACTIVA

Page 55: 07 Protección Radiológica

FACTORES BÁSICOS DE P.R.: blindaje

ES UNA DE LAS TÉCNICAS MÁS EFECTIVAS PARA EL CONTROL DE LA

EXPOSICIÓN, PERO TAMBIÉN MÁS INCÓMODA YA QUE SIGNIFICA EL

ANTEPONER ALGO ENTRE LA FUENTE DE RADIACIÓN Y UNO MISMO; EL

BLINDAJE APROPIADO VARIARÁ DEPENDIENDO DEL TIPO DE RADIACIÓN

DE QUE SE TRATE Y LA MANERA COMO INTERACCIONA CON LA MATERIA.

Page 56: 07 Protección Radiológica

FACTORES BÁSICOS

DE P.R.: blindaje

para Betas

Page 57: 07 Protección Radiológica

FACTORES BÁSICOS DE P.R.:

blindaje para Gammas

LA RADIACIÓN ELECTROMAGNÉTICA (X O GAMMA) ES MÁSPENETRANTE, POR LO QUE EL MATERIAL USADO COMOBLINDAJE ES GENERALMENTE DE ALTA DENSIDAD (PLOMO).

NO ES POSIBLE DETENER TODA LA RADIACIÓN GAMMA POR

MEDIO DE BLINDAJE PERO LA ATENUACIÓN DEL HAZ INICIAL Y

LA REDUCCIÓN DE LA ENERGÍA POR DISPERSIÓN ES FACTIBLE.

PARA LOS FOTONES QUE VIAJAN A TRAVÉS DEL ABSORBEDOR,

LA MAGNITUD DE LA ATENUACIÓN DEPENDE DE LA RADIACIÓN

Y DEL TIPO Y ESPESOR DEL MEDIO ABSORBENTE, ES DECIR, LA

ATENUACIÓN ES FUNCIÓN DE LA ENERGÍA Y DEL ESPESOR.

Page 58: 07 Protección Radiológica

FACTORES BÁSICOS DE P.R.:

blindaje para Gammas

CONSIDÉRESE UN HAZ DE RADIACIÓN COLIMADO. INTERESACONOCER LA CANTIDAD DE RADIACIÓN QUE LLEGA A UNPUNTO P AL INTERPONER UN BLINDAJE DE MATERIAL yESPESOR (x) CONOCIDOS ENTRE LA FUENTE Y EL PUNTO P:

x

0XX

e

Page 59: 07 Protección Radiológica

donde

= rapidez de exposición de la radiación en un punto "P" sin

absorbedor, en R/h

= rapidez de exposición de radiación transmitida después de atravesar

el absorbedor, en R/h

= coeficiente de atenuación lineal (cm-1)

x = espesor del absorbedor (cm)

e = base de los logaritmos naturales: m = / (cm2/g)

0X

x

0XX

e

X

EL COEFICIENTE DE ATENUACIÓN LINEAL REPRESENTA LA SUMA

DE LAS PROBABILIDADES DE QUE EL FOTÓN INTERACCIONE POR

CUALQUIERA DE LAS TRES FORMAS YA MENCIONADAS.

x

0

mXX

e

Page 60: 07 Protección Radiológica

FACTORES BÁSICOS DE P.R.:

blindaje para Gammas

SI EL HAZ DE RADIACIÓN NO ES COLIMADO SE TIENE QUE CONSIDERARUN FACTOR CONOCIDO COMO “BUILD-UP” (B), QUE ES FUNCIÓN DE LAENERGÍA DEL FOTÓN Y DEL TIPO DE MATERIAL DE BLINDAJE:

0 eXX

B

x

0meXBX

Page 61: 07 Protección Radiológica

CAPA HEMIRREDUCTORA

LA CAPA HEMIRREDUCTORA (CHR) DE UN HAZ DE RAYOS X ES EL

ESPESOR DE MATERIAL DE BLINDAJE NECESARIO PARA REDUCIR LA

INTENSIDAD DEL HAZ DE RADIACIÓN A LA MITAD DE SU VALOR

ORIGINAL.

2lnCHR

MATEMÁTICAMENTE SE PUEDE CALCULAR CON LA EXPRESIÓN:

Page 62: 07 Protección Radiológica

FACTOR DE INCREMENTO (B) y

COEFICIENTE DE ATENUACIÓN LINEAL ()

AMBOS DEPENDEN DE LA ENERGÍA DE LA RADIACIÓN INCIDENTE Y

DEL TIPO DE MATERIAL ABSORBEDOR.

Page 63: 07 Protección Radiológica

(g/cm3) Material

ENERGIA DE LOS FOTONES GAMMA ( Y ) , en MeV

0.10 0.15 0.20 0.30 0.40 0.50 0.60 0.80 1.00 1.25 1.50 2 3 4 5 6 10

8.9E(-5)

1.85

1.60

0.0013

0.0014

0.971

1.74

2.699

2.42

1.82

2.07

0.0018

0.87

1.55

7.86

8.94

10.2

6.50

4.93

19.30

21.37

11.85

11.35

18.90

.001293

1.00

2.33

1.00

H

Be

C

N

O

Na

Mg

Al

Si

P

S

Ar

K

Ca

Fe

Cu

Mo

Sn

I

W

Pt

Tl

Pb

U

Aire

NaI

H2O

Concreto

Tejido

.295

.132

.149

.150

.151

.151

.160

.161

.172

.174

.188

.188

.215

.238

.344

.427

1.03

1.58

1.83

4.21

4.75

5.16

5.29

10.6

.151

1.57

.167

.169

.163

.265

.119

.134

.134

.134

.130

.135

.134

.139

.137

.144

.135

.149

.158

.183

.206

.389

.563

.648

1.44

1.64

1.80

1.84

2.42

.134

.568

.149

.139

.144

.243

.109

.122

.123

.123

.118

.122

.120

.125

.122

.127

.117

.127

.132

.138

.147

.225

.303

.339

.708

.795

.866

.896

1.17

.123

.305

.136

.124

.132

.212

.0945

.106

.106

.107

.102

.106

.103

.107

.104

.108

.0977

.106

.109

.106

.108

.130

.153

.165

.293

.324

.346

.356

.452

.106

.155

.118

.107

.115

.189

.0847

.0953

.0955

.0953

.0912

.0944

.0922

.0954

.0928

.0958

.0867

.0938

.0965

.0919

.0916

.0998

.109

.114

.174

.191

.204

.208

.259

.0953

.111

.106

.0954

.100

.173

.0773

.0870

.0869

.0870

.0833

.0860

.0840

.0869

.0846

.0874

.0790

.0852

.0876

.0828

.0820

.0851

.0886

.0913

.125

.135

.143

.145

.176

.0868

.0901

.0966

.0870

.0936

.160

.0715

.0805

.0805

.0806

.0770

.0795

.0777

.0802

.0780

.0806

.0730

.0786

.0809

.0762

.0751

.0761

.0776

.0792

.101

.107

.112

.114

.136

.0804

.0789

.0896

.0804

.0867

.140

.0628

.0707

.0707

.0708

.0676

.0699

.0683

.0706

.0685

.0707

.0638

.0689

.0708

.0664

.0654

.0648

.0647

.0653

.0763

.0800

.0824

.0836

.0952

.0706

.0657

.0786

.0706

.0761

.126

.0565

.0636

.0636

.0636

.0608

.0627

.0614

.0635

.0617

.0635

.0573

.0618

.0634

.0595

.0585

.0575

.0568

.0571

.0640

.0659

.0675

.0684

.0757

.0636

.0577

.0706

.0635

.0683

.113

.0504

.0568

.0568

.0568

.0546

.0560

.0548

.0567

.0551

.0568

.0512

.0552

.0566

.0531

.0521

.0510

.0501

.0502

.0544

.0554

.0563

.0569

.0615

.0567

.0508

.0630

.0567

.0600

.103

.0459

.0518

.0517

.0518

.0496

.0512

.0500

.0517

.0502

.0519

.0468

.0505

.0518

.0485

.0476

.0467

.0459

.0460

.0492

.0501

.0508

.0512

.0548

.0517

.0465

.0575

.0517

.0556

.0876

.0394

.0444

.0445

.0445

.0427

.0442

.0432

.0447

.0436

.0448

.0407

.0438

.0451

.0424

.0418

.0414

.0408

.0409

.0437

.0445

.0452

.0457

.0484

.0445

.0412

.0493

.0445

.0478

.0691

.0313

.0356

.0357

.0359

.0348

.0360

.0353

.0367

.0358

.0371

.0338

.0365

.0376

.0361

.0357

.0365

.0367

.0370

.0405

.0414

.0420

.0421

.0445

.0357

.0367

.0396

.0363

.0384

.0579

.0266

.0304

.0306

.0309

.0303

.0315

.0310

.0323

.0316

.0328

.0301

.0327

.0338

.0330

.0330

.0349

.0355

.0360

.0402

.0411

.0416

.0420

.0440

.0307

.0351

.0339

.0317

.0329

.0502

.0234

.0270

.0273

.0276

.0274

.0286

.0282

.0296

.0290

.0302

.0279

.0305

.0316

.0313

.0316

.0344

.0355

.0361

.0409

.0418

.0423

.0426

.0446

.0274

.0347

.0301

.0287

.0292

.0446

.0211

.0245

.0249

.0254

.0254

.0266

.0264

.0277

.0273

.0284

.0266

.0289

.0302

.0304

.0309

.0344

.0358

.0365

.0418

.0427

.0433

.0436

.0455

.0250

.0347

.0275

.0268

.0267

.0321

.0161

.0194

.0200

.0206

.0215

.0228

.0229

.0243

.0242

.0255

.0241

.0267

.0280

.0294

.0305

.0359

.0383

.0394

.0465

.0477

.0484

.0489

.0511

.0202

.0366

.0219

.0229

.0212

* COEFICIENTES DE ATENUACIÓN MÁSICOS (/) PARA VARIOS MATERIALES, en cm2/g

* Introduction To Nuclear Engineering.- John R. Lamarsh, pp. 82-86, Addison-Wesley Publishing Company, 1977.

Page 64: 07 Protección Radiológica

FACTOR DE INCREMENTO

MATERIALENERGÍA

(MeV)

x

1 4 7 10 20

Agua 0.25 3.1 23.0 72.9 166 982

0.5 2.5 14.3 38.8 77.6 334

1.0 2.1 7.7 16.2 27.1 82.2

Plomo 0.5 1.2 1.7 2.0 2.3 2.7

1.0 1.3 2.3 3.0 3.7 5.8

2.0 1.4 2.5 3.7 4.8 9.0

Page 65: 07 Protección Radiológica

Material Energía x a

(MeV) 1 2 4 7 10 15 20

Agua 0.255

0.5

1.0

2.0

3.0

0

6.0

8.0

10.0

3.09

2.52

2-13

1.83

1.69

1.58

1.46

1.38

1.33

7.14

5.14

3.71

2.77

2.42

2.17

1.91

1.74

1.63

23.0

14.3

7.68

88

3.91

3.34

2.76

2.40

2.19

72.9

38.8

16.2

8.46

6.23

5.13

3.99

3.34

2.97

166.0

77.6

27.1

12.4

8.63

6.94

5.18

25

3.72

456.0

178.0

50.4

19.5

12.8

9.97

7.09

5.66

90

982.0

334.0

82.2

27.7

17.0

12.9

8.85

6.95

5.98

Aluminio 0.5

1.0

2.0

3.0

0

6.0

8.0

10.0

2.37

2.02

1.75

1.64

1.53

1.42

1.34

1.28

4.24

3.31

2.61

2.32

2.08

1.85

1.68

1.55

9.47

6.57

62

3.78

3.22

2.70

2.37

2.12

21.5

13.1

8.05

6.14

5.01

06

3.45

3.01

38.9

21.2

11.9

8.65

6.88

5.49

58

3.96

80.8

37.9

18.7

13.0

10.1

7.97

6.56

5.63

141.0

58.5

26.3

17.7

13.4

10.4

8.52

7.32

Plomo 0.5

1.0

2.0

3.0

0

5.11

6.0

8.0

10.0

1.24

1.37

1.39

1.34

1.27

1.21

1.18

1.14

1.11

1.42

1.69

1.76

1.68

1.56

1.46

1.40

1.30

1.23

1.69

2.26

2.51

2.43

2.25

2.08

1.97

1.74

1.58

2.00

3.02

3.66

2.75

3.61

3.44

3.34

2.89

2.52

2.27

3.74

84

5.30

5.44

5.55

5.69

5.07

34

2.65

81

6.87

8.44

9.80

11.7

13.8

14.1

12.5

(2.73)

5.86

9.00

12.3

16.3

23.6

32.7

44.6

39.2

a x = coeficiente másico de absorción (/) x espesor del blindaje (cm) x densidad del blindaje ()

NOTA: Para Concreto se promedian los valores de B para Fierro y Aluminio.

TABLA 4.- FACTORES DE INCREMENTO (B) , PARA UNA FUENTE PUNTUAL ISOTRÓPICA

Page 66: 07 Protección Radiológica

¿ALGUNA PREGUNTA?

Page 67: 07 Protección Radiológica
Page 68: 07 Protección Radiológica

3a. Rec U-218.70 Tb

EN UNA CENTRAL NUCLEOELÉCTRICA EL PRINCIPAL

GENERADOR DE CONTAMINACIÓN ES EL NÚCLEO DEL REACTOR

(ACTIVACIÓN y PRODUCTOS DE FISIÓN) INICIÁNDOSE SU

DISPERSIÓN POR LOS DIFERENTES SISTEMAS DEL REACTOR.

CUANDO EXISTEN FUGAS DE AGUA o VAPOR QUE CIRCULAN A

TRAVÉS DEL REACTOR SE GENERA CONTAMINACIÓN

RADIACTIVA QUE PUEDE CONVERTIRSE EN CONTAMINACIÓN

INTERNA.

EL CONTROL DE LA DISPERSIÓN DE LA CONTAMINACIÓN

RADIACTIVA ES UNA DE LAS TAREAS MÁS DIFÍCILES Y A LA VEZ

MÁS IMPORTANTES QUE SE DEBEN EFECTUAR PARA EVITAR

QUE EL PERSONAL DE UNA CENTRAL SE CONTAMINE.

CONTAMINACIÓN

Page 69: 07 Protección Radiológica

C O N T A M I N A C I Ó N

SE HA DEFINIDO COMO LA PRESENCIA

INDESEABLE DE SUSTANCIAS

RADIACTIVAS SOBRE O DENTRO DE LAS

PERSONAS O COSAS.

EN EL REGLAMENTO GENERAL DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA YEN LA NOM-008-NUCL-2003 EMITIDOS POR LA C.N.S.N.S. SEESTABLECEN LOS LÍMITES DE CONTAMINACIÓN.

Page 70: 07 Protección Radiológica

TIPOS DE CONTAMINACIÓN

FIJA Y REMOVIBLE

FIJA ES AQUELLA QUE SE ENCUENTRA INCRUSTADA EN LA

SUPERFICIE DONDE SE DEPOSITÓ Y NO PUEDE SER

REMOVIDA POR CONTACTO O MEDIANTE TÉCNICAS

NORMALES DE DESCONTAMINACIÓN.

TRANSFERIBLE ES AQUELLA QUE PUEDE SER FÁCILMENTE

REMOVIDA DE LA SUPERFICIE DONDE SE DEPOSITÓ, POR

CONTACTO, FROTAMIENTO, ROZAMIENTO Y POR LO TANTO,

DEBE SER CUIDADOSAMENTE CONTROLADA.

Page 71: 07 Protección Radiológica

HAY DOS FORMAS DE QUE LOS PRODUCTOS DE FISIÓN LLEGUEN AL

REFRIGERANTE:

(A)FISIÓN DE PEQUEÑAS CANTIDADES DE URANIO DEPOSITADO EN LAS

SUPERFICIES EXTERIORES DEL ENCAMISADO DURANTE LA

FABRICACIÓN DEL COMBUSTIBLE QUE PASAN DIRECTAMENTE AL

REFRIGERANTE

(B)FUGA DE PRODUCTOS DE FISIÓN, A TRAVÉS DE LOS DEFECTOS DEL

ENCAMISADO DEL COMBUSTIBLE LO CUAL VARÍA CON LA EDAD DEL

COMBUSTIBLE, EL NIVEL DE POTENCIA DEL REACTOR Y EL NÚMERO

Y TAMAÑO DE LOS DEFECTOS.

PRODUCTOS DE FISIÓN

Page 72: 07 Protección Radiológica

LOS PRODUCTOS DE FISIÓN SE CLASIFICAN COMO:

VOLÁTILES y

NO VOLÁTILES

PRODUCTOS DE FISIÓN

LOS VOLÁTILES (GASES DE FISIÓN, COMO LOS IODOS, XENONES y

KRIPTONES), TIENDEN A SEPARARSE DEL AGUA Y LOS NO VOLÁTILES

TIENDEN A PERMANECER EN ELLA, YA SEA SUSPENDIDOS O EN SOLUCIÓN.

Page 73: 07 Protección Radiológica

PRODUCTOS DE ACTIVACIÓN

SON TODOS AQUELLOS QUE SE PRODUCEN POR EL FLUJO NEUTRÓNICO

AL QUE ESTÁN SOMETIDOS LOS MATERIALES DEL REACTOR.

(A)PRODUCTOS DE CORROSIÓN (Cr-51, Mn-54 y 56, Fe-55 y 56, Co-58 y 60)

(B)PRODUCTOS DE ACTIVACIÓN DEL REFRIGERANTE (N-13 y 16, F-18, Ar-41,

H-3)

Page 74: 07 Protección Radiológica

OXÍGENO-16 (99.8%) PERMITE LA APARICIÓN DE NITRÓGENO

RADIACTIVO POR LAS REACCIONES:

NITRÓGENO SE COMBINA CON EL OXÍGENO Y EL HIDRÓGENO DEL

REFRIGERANTE PARA FORMAR IONES DE COMPUESTOS COMO

NITRITOS, NITRATOS, AMONÍACO, ETC.

PRODUCTOS DE ACTIVACIÓN

pNnO 1

1

16

7

1

0

16

8 HeNpO 4

2

13

7

1

1

16

8

Mev1.7ON 0

1

16

8

16

7

7.1 seg

0

1

13

6

13

7 CN 9.97

min

Page 75: 07 Protección Radiológica

PRODUCTOS DE ACTIVACIÓN DEL FLÚOR-18 PRODUCIDO POR

LA REACCIÓN:

nFpO 10

189

11

188

EL FLÚOR-18 DECAE ASÍ:

νβOF 18

9

110min18

9

EL ARGÓN-41 ES PRODUCIDO MEDIANTE LA REACCIÓN

SIGUIENTE:

ArnAr 4118

10

4018

DECAE A SU VEZ DE LA SIGUIENTE MANERA:

1.3MeVβKAr 41

19

1.83h41

18

Page 76: 07 Protección Radiológica

PRODUCTOS DE ACTIVACIÓN

FISIÓN TERNARIA, ACTIVACIÓN DEL BORO Y ACTIVACIÓN

DEL LITIO. (TRES PRODUCTOS DE FISIÓN):

nHRbXenU t

1

0

3

1

91

37

140

54

1

0

235

92 2

LA ACTIVACIÓN DEL BORO-10 POR UN NEUTRÓN ES DE LA

MANERA SIGUIENTE

HeLinB 4

2

7

3t

1

0

10

5

HeHLi 4

2

3

1

7

3

*

*

ESTADO EXCITADO:

Page 77: 07 Protección Radiológica

LITIO-7 (92.5%) Y EL LITIO-6 (7.5%), AMBOS INTERACCIONAN CON

NEUTRONES:

LITIO-7 ES PRODUCIDA POR LA ACTIVACIÓN DE BORO-10 EN LAS

BARRAS DE CONTROL:

E (Máx. 0.186 MeV; Promedio 0.006 MeV)

EL H-3 ES UN ELEMENTO RADIACTIVO POCO PELIGROSO Y SE

TOLERAN A ALTAS CONCENTRACIONES DE ÉL DENTRO DEL CUERPO

SIN QUE SE PRODUZCAN EFECTOS ADVERSOS.

nHeHnLi 10

42

31

10

73 HeHnLi 4

231

10

63

βHeH 3

2

12.33

1

Page 78: 07 Protección Radiológica

MEDICIÓN DE LA CONTAMINACIÓN

SUPERFICIES:

UNIDADES DE ACTIVIDAD POR UNIDAD DE ÁREA. BECQUEREL

POR METRO CUADRADO (Bq/m2). DESINTEGRACIONES POR

MINUTO dpm/cm2 (1 dpm/cm2 = 166.67 Bq/m2), pCi por 100 cm2,

etc.

Page 79: 07 Protección Radiológica

CONTAMINACIÓN DE

VOLUMNES

AIRE, AGUA, RESIDUOS O TIERRA, PUEDEN CONTENER

CONTAMINANTES RADIACTIVOS.

LA CONTAMINACIÓN VOLUMÉTRICA SE EXPRESA, (Bq/m3).

Page 80: 07 Protección Radiológica

¿ALGUNA PREGUNTA?

Page 81: 07 Protección Radiológica
Page 82: 07 Protección Radiológica

FILOSOFÍA ALARA

OBJETIVO

MANTENER TANTO LAS DOSIS INDIVIDUALES COMO DOSIS

COLECTIVA EN LA REALIZACIÓN DE UNA TAREA, TAN

BAJAS COMO RAZONABLEMENTE SEA POSIBLE

DEFINICIÓN

ALARA (“AS LOW AS IS REASONABLY ACHIEVABLE”) “TAN

BAJO COMO SEA RAZONABLEMENTE SEA POSIBLE

ALCANZAR”.

Page 83: 07 Protección Radiológica

BASES DE LA FILOSOFÍA ALARA

• PRINCIPIO DE JUSTIFICACIÓN

• PRINCIPIO DE OPTIMIZACIÓN

• PRINCIPIO DE LIMITACIÓN

• 10 CFR 20.1101

Page 84: 07 Protección Radiológica

PROGRAMA ALARA DE LA CLV:

COMPROMISO ESTABLECIDO POR EL DIRECTOR GENERAL DE CFE.

GERENTE GENERAL DE OPERACIÓN RESPONSABLE DE SU

IMPLANTACIÓN.

DESCRIBE PROCEDIMIENTOS ADMINISTRATIVOS Y TÉCNICOS,

HERRAMIENTAS PARA SU IMPLANTACIÓN:

FUNCIONES: GRUPO QUE HACE INGENIERÍA ALARA; DESCRIPCIONES

DE CUANDO, DONDE, Y COMO SE IMPLEMENTAN LAS REVISIONES

ALARA A PROCEDIMIENTOS, MODIFICACIONES A LA PLANTA, Y A

TRABAJOS DE MANTENIMIENTO; USO DE BLINDAJES TEMPORALES,

CÁMARAS REMOTAS, CONTROLES DE INGENIERÍA, Y PLANEACIONES

ALARA DE TRABAJO, ETC.

Page 85: 07 Protección Radiológica

CLASIFICACIÓN DE ÁREAS CON RADIACIÓN EN LA

CENTRAL LAGUNA VERDE (Procedimiento PR-6452)

ÁREA NO RESTRINGIDA

FUERA DE LA DOBLE CERCA: CON EXCEPCIÓN DE LAS

INSTALACIONES PERMANENTES LOCALIZADAS EN UNA ZONA

RELACIONADA CON EL MANEJO Y ALMACENAMIENTO DE DESECHOS

RADIACTIVOS.

ÁREA CONTROLADA

DENTRO DE LA DOBLE CERCA: TENIENDO LOS MISMOS LÍMITES DE

RADIACIÓN Y CONTAMINACIÓN DE LAS ÁREAS NO RESTRINGIDAS.

ÁREA RESTRINGIDA

DENTRO DE LAS ÁREAS CONTROLADAS: EDIFICIOS DEL REACTOR,

TURBINA, DESECHOS RADIACTIVOS Y PURIFICACIÓN EN FORMA

PERMANENTE.

Page 86: 07 Protección Radiológica

ÁREAS RADIOLÓGICAMENTE LIMPIAS Y ÁREAS

RADIOLÓGICAMENTE CONTROLADAS

A.- ARES CON NIVEL DE CONTAMINACIÓN REMOVIBLE ES

MENOR A 1,000 dpm/100 cm2, NO ES NECESARIO EL USO DE

DISPOSITIVOS ANTI-C PARA TRANSITAR O TRABAJAR EN ELLAS.

B.- ÁREAS QUE DEBIDO A SUS CARACTERÍSTICAS, REQUIEREN

DE CONTROLES RADIOLÓGICOS ESPECÍFICOS, PARA LA

PROTECCIÓN DE LOS TRABAJADORES OCUPACIONALMENTE

EXPUESTOS.

Page 87: 07 Protección Radiológica

ÁREAS RADIOLÓGICAMENTE CONTROLADAS

Área con radiación.

Área con alta radiación.

Área Contaminada.

Área con contaminación radiactiva en el aire.

Área con material radiactivo.

Área con alta radiación mayor a 1,000 mR/h

Área con radiación neutrónica

Equipo contaminado

Equipo contaminado internamente.

Área con alta contaminación.

Sitio ALARA.

Área restringida.

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CLASIFICACIÓN DE ZONAS EN LA

CENTRAL LAGUNA VERDE

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Zona Controlada

ENTRADA PRINCIPAL

A LA ZONA CONTROLADA

EL ACCESO ES CONTROLADO Y NO PODRÁ SER USADA COMO

PROPIEDAD PRIVADA O PARA USO DEL PÚBLICO EN GENERAL.

Page 90: 07 Protección Radiológica

ZONA PROTEGIDA

DOBLE CERCA

ÁREA SOMETIDA A

VIGILANCIA QUE

CONTIENE

MATERIALES

NUCLEARES DE LA

CATEGORÍA I O II

Y/O ZONAS

VITALES,

Page 91: 07 Protección Radiológica

ZONA PROTEGIDA

ZONA VITALÁREA DENTRO DE LA ZONA PROTEGIDA QUE CONTIENE EQUIPO,

SISTEMAS, DISPOSITIVOS O MATERIAL NUCLEAR QUE, SI SON

OBJETO DE SABOTAJE, DAN LUGAR, DIRECTA O INDIRECTAMENTE,

A CONSECUENCIAS RADIOLÓGICAS INACEPTABLES.

LOS EDIFICIOS SON: REACTOR, TURBINA, DESECHOS

RADIACTIVOS, PURIFICACIÓN, CONTROL Y GENERADORES DIESEL.

Page 92: 07 Protección Radiológica

¿ALGUNA PREGUNTA?

Page 93: 07 Protección Radiológica

SEÑALIZACIÓN RADIOLÓGICA

Page 94: 07 Protección Radiológica

SEÑALIZACIÓN RADIOLÓGICA

LA SEÑALIZACIÓN ES UNA DEFENSA ADMINISTRATIVA CUYA

FUNCIÓN ES CREAR CONCIENCIA AL PERSONAL DEL

RIESGO RADIOLÓGICO QUE HAY EN UN ÁREA.

LETREROS TIENEN EL SÍMBOLO INTERNACIONAL DE LA

RADIACIÓN Y UNA LEYENDA PARA CLASIFICAR EL ÁREA DE

ACUERDO CON SUS CONDICIONES RADIOLÓGICAS.

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LA SEÑALIZACIÓN RADIOLÓGICA:

UN TRÉBOL COLOR MAGENTA (EN ALGUNAS OCASIONES DE

COLOR NEGRO), EN UN FONDO DE COLOR AMARILLO CON LA

LEYENDA “PRECAUCIÓN”, EL RESTO DE LA LEYENDA ES

VARIABLE DE ACUERDO CON EL TIPO DE ÁREA.

Page 96: 07 Protección Radiológica

LOS LETREROS TIENEN EL SÍMBOLO INTERNACIONAL DE

LA RADIACIÓN Y UNA LEYENDA PARA CLASIFICAR EL

ÁREA DE ACUERDO CON SUS CONDICIONES

RADIOLÓGICAS.

Page 97: 07 Protección Radiológica

ÁREA CON RADIACIÓN

EL SÍMBOLO INTERNACIONAL DE RADIACIÓN Y LAS

PALABRAS “PRECAUCIÓN ÁREA CON RADIACIÓN” Y EL

AVISO “NO PERMANEZCA INNECESARIAMENTE EN ESTA

ÁREA”.

Page 98: 07 Protección Radiológica

ÁREA CON ALTA RADIACIÓN

SÍMBOLO INTERNACIONAL DE RADIACIÓN Y LAS

PALABRAS “PRECAUCIÓN ÁREA CON ALTA

RADIACIÓN”.

Page 99: 07 Protección Radiológica

ÁREA CONTAMINADA

SÍMBOLO INTERNACIONAL DE RADIACIÓN Y LAS PALABRAS

“PRECAUCIÓN ÁREA CONTAMINADA”.

Page 100: 07 Protección Radiológica

ÁREA CON CONTAMINACIÓN RADIACTIVA EN EL AIRE

SÍMBOLO INTERNACIONAL DE RADIACIÓN Y LAS PALABRAS

"PRECAUCIÓN ÁREA CON CONTAMINACIÓN RADIACTIVA EN

EL AIRE".

PRECAUCIÓN

ÁREA CON CONTAMINACIÓN

RADIACTIVA EN EL AIRE

Page 101: 07 Protección Radiológica

ÁREA CON MATERIAL RADIACTIVO

SÍMBOLO INTERNACIONAL DE RADIACIÓN Y LAS PALABRAS

“PRECAUCIÓN ÁREA CON MATERIAL RADIACTIVO”.

Page 102: 07 Protección Radiológica

ÁREA CON ALTA RADIACIÓN MAYOR A 1,000 mR/H

SÍMBOLO INTERNACIONAL DE RADIACIÓN Y LAS

PALABRAS “AREA CON ALTA RADIACIÓN MAYOR A 1,000

mR/H”.

PRECAUCIÓN

ÁREA CON

ALTA RADIACIÓN

> 1000 mR/h

X

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ÁREAS CON RADIACIÓN NEUTRÓNICA

RAPIDEZ DE DOSIS POR NEUTRONES IGUAL O MAYOR A 2

mrm/h MEDIDO A 30 cm., DE LA FUENTE DE RADIACIÓN

ES NECESARIO EL USO DE UN PETAR ESPECIFICO.

PRECAUCIÓN

ÁREA CON

RADIACIÓN NEUTRÓNICA

Page 104: 07 Protección Radiológica

ÁREAS CON RADIACIÓN NEUTRÓNICA

SÍMBOLO INTERNACIONAL DE RADIACIÓN Y LAS PALABRAS:

“PRECAUCION ÁREA CON RADIACIÓN NEUTRÓNICA”.

INCLUIRÁ EL AVISO: “PRECAUCIÓN: EL ACCESO A ESTA ÁREA

REQUIERE AUTORIZACIÓN DE PR Y EL USO DE DOSIMETRÍA

ESPECIAL”.

PRECAUCIÓN

ÁREA CON

RADIACIÓN NEUTRÓNICA

Page 105: 07 Protección Radiológica

PUNTOS CALIENTES

SE MONITOREAN LAS FUENTES DE RADIACIÓN, UBICAR

CUALQUIER “PUNTO CALIENTE” (RAPIDEZ DE

EXPOSICIÓN MAYOR DE 100 mR/h A CONTACTO Y POR

LO MENOS 5 VECES EL NIVEL DE EXPOSICIÓN EN ÁREA

GENERAL MEDIDA A 30 CM DE LA FUENTE.

Page 106: 07 Protección Radiológica

EQUIPO CONTAMINADO

CONTAMINACIÓN TRANSFERIBLE IGUAL O MAYOR A 1,000

dpm/100 cm2 NO ES POSIBLE DELIMITARLO COMO ÁREA

CONTAMINADA.

SE COLOQUE, EL LETRERO, CON CINTA AMARILLO-MAGENTA.

(EJEMPLO, LAS BOMBAS DE LLENADO DEL SISTEMA RHR,

FPCC, ETC.).

PRECAUCIÓN

EQUIPO

CONTAMINADO

Page 107: 07 Protección Radiológica

EQUIPO CONTAMINADO INTERNAMENTE

CONTAMINACIÓN MAYOR A 1,000 dpm/100 cm2 (EJEMPLO, EL

SISTEMA DE VENTILACIÓN DE LOS EDIFICIOS DE PROCESO).

SEÑALIZA “PRECAUCION EQUIPO CONTAMINADO

INTERNAMENTE”.

PRECAUCIÓN

EQUIPO CONTAMINADO

INTERNAMENTE

Page 108: 07 Protección Radiológica

ÁREA CON ALTA CONTAMINACIÓN

CONTAMINACIÓN SUPERFICIAL MAYOR A 100,000 DPM/100 CM2.

EL SÍMBOLO INTERNACIONAL Y LAS PALABRAS “PRECAUCION

ÁREA CON ALTA CONTAMINACION”.

PRECAUCIÓN

ÁREA CON

ALTA CONTAMINACIÓN

> 100,000 dpm/100 cm2

Page 109: 07 Protección Radiológica

SITIO ALARA

LUGAR CON EL VALOR MÁS BAJO DE RAPIDEZ DE DOSIS

DENTRO DE UN ÁREA CON ALTA RADIACIÓN O CON

RADIACIÓN.

Page 110: 07 Protección Radiológica

EN MÉXICO SE TIENE UN ORGANISMO REGULADOR EN MATERIA DE

PROTECCIÓN RADIOLÓGICA QUE SE LLAMA COMISIÓN NACIONAL DE

SEGURIDAD NUCLEAR Y SALVAGUARDIAS (CNSNS) DEPENDIENTE DE LA

SECRETARÍA DE ENERGÍA, QUE ESTABLECEN LAS NORMAS EN MATERIA

DE PROTECCIÓN Y SEGURIDAD RADIOLÓGICA.

Page 111: 07 Protección Radiológica

REGLAMENTACIÓN

EN LOS ARTÍCULOS 7 AL 39 DEL RGSR SEESTABLECEN LOS LÍMITES DE DOSIS Y ELESTABLECIMIENTO DEL SISTEMA DE LIMITACIÓNDE DOSIS (SLD).

FINALIDAD

EVITAR LOS EFECTOS DETERMINISTAS Y LIMITAR LAOCURRENCIA DE LOS ESTOCÁSTICOS A UN NIVELACEPTABLE.

Page 112: 07 Protección Radiológica

¿ALGUNA PREGUNTA?

Page 113: 07 Protección Radiológica

FIN DEL TEMA

Page 114: 07 Protección Radiológica

E J E R C I C I O S

Page 115: 07 Protección Radiológica

E J E R C I C I O S

UN POE SE EXPONE ACCIDENTALMENTE EN UNA SALA DE TRATAMIENTO

DONDE SE ENCUENTRA UN ACELERADOR DE PARTÍCULAS DE 10 MeV:

LA DOSIS ABSORBIDA A CUERPO TOTAL DEBIDA A FOTONES GAMMA SE

ESTIMÓ EN 4 rad, LA DOSIS ABSORBIDA DEBIDA A NEUTRONES SE

ESTIMÓ A PARTIR DE EXPERIMENTOS CON UN MANIQUÍ DE LA

SIGUIENTE MANERA:

Energía de los neutrones Dosis absorbida en Gy

10 keV 0.008

De 10 keV a 100 keV 0.012

100 keV a 2 MeV 0.03

¿CUÁL ES LA DOSIS EQUIVALENTE TOTAL, EN Sv, (DEBIDA A

NEUTRONES Y FOTONES), SI SE ASUME QUE LA DOSIS ABSORBIDA

DEBIDA A LOS NEUTRONES SE CONSIDERA HOMOGÉNEA EN TODO EL

CUERPO?

Page 116: 07 Protección Radiológica

E J E R C I C I O S

LA DOSIS ABSORBIDA QUE RECIBIRÍA UN POE DURANTE

UNA SEMANA Y QUE TRABAJARÁ A UNA DISTANCIA DE 2.5

METROS DE UNA FUENTE DE Na-24 (T1/2 = 14.97 h), QUE

TIENE UNA ACTIVIDAD DE 703 MBq. CONSIDERE UN

TIEMPO DE TRABAJO DE 5 HORAS DIARIAS EN LA

SEMANA.

LA = 5.237X104 (mSv·m2/h·MBq).

Page 117: 07 Protección Radiológica

E J E R C I C I O S

SE TIENE UNA FUENTE RADIACTIVA PUNTUAL EMISORA GAMMA QUE A 3 mDE DISTANCIA DA UNA RAPIDEZ DE EXPOSICIÓN DE 0.222 mR/h.CALCULAR LA RAPIDEZ DE EXPOSICIÓN, EN UNIDADES DEL S.I., EN ELPUNTO P1 SITUADO A 1 m DE LA FUENTE RADIACTIVA.

P1 P2

d1 d2

FUENTE

RADIACTIVA

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E J E R C I C I O S

SE DESEA REDUCIR UN HAZ DE RAYOS GAMMA DE (Cs-137) CON UNA

INTENSIDAD INICIAL DE 34 R/h A 2 mR/h. LA RADIACIÓN GAMMA

TIENE UNA ENERGÍA DE 662 keV Y SE USARÁ CONCRETO COMO

MATERIAL DE BLINDAJE.

a) ¿CUÁNTAS CAPAS HEMIREDUCTORAS SE NECESITAN?

b) ¿ CUÁNTOS CENTÍMETROS DE PLOMO SE REQUIEREN?

UTILICE EL MÉTODO ANALÍTICO Y EL MÉTODO GRÁFICO.