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Fecha de Publicación: 6/7/2012
Riesgos Específicos

Protección contra Radiaciones. 02. Protección contra radiaciones ionizantes. Apéndice II - C, D


CAPITULO II

PROTECCIÓN CONTRA RADIACIONES IONIZANTES

Ing. César F. Arias

APENDICE II - C

GUIA DE EVALUACION PRELIMINAR DE PROTECCION RADIOLOGICA

Radiaciones Ionizantes

Exclusivamente orientada a la Protección de los Trabajadores. No se incluyen aspectos vinculados con la protección del público en general ni de los pacientes en los casos de fuentes de radiación de uso médico.


C.1 - AUTORIDADES REGULADORAS ESPECIFICAS

Las fuentes de Radiaciones Ionizantes están reguladas por legislación específica según el tipo de fuente existiendo dos autoridades reguladoras en la materia:

a) Instalaciones de Rayos x

Ley 17.557 de Raxos x, Decretos reglamentarios y Resoluciones de las autoridades de aplicación. Las Autoridades de aplicación son los Ministerios de Salud de la Nación, de la Ciudad de Buenos Aires y de las Provincias. Aplicable a todo equipo generador de rayos X.

b)   Instalaciones con Fuentes Radiactivas, Material Nuclear y Aceleradores de Partículas

Ley No 24.804 de Actividad Nuclear y Normas de Protección Radiológica de la ARN.  La Autoridad de aplicación en todo el país es la Autoridad Regulatoria Nuclear, (ARN).  Aplicable a toda fuente radiactiva o nuclear y acelerador de partículas.

Si una persona o una institución ajena a las mencionadas autoridades reguladoras detecta posibles deficiencias en la protección o seguridad radiológica debería informarlo a la autoridad correspondiente.

Autorizaciones o Licencias Institucionales e Individuales

En ambos casos la legislación requiere que la tenencia y uso de toda fuente de radiación debe ser  autorizada por la autoridad reguladora respectiva. La fuente sólo podrá ser empleada si cuenta con una autorización o licencia institucional y si al menos una persona posee autorización o licencia individual para actuar como responsable de la misma ante la respectiva autoridad. Estas autorizaciones o licencias las otorgan las respectivas autoridades reguladoras, se certifican mediante documentación que obra en poder de la institución autorizada y deben ser renovadas periódicamente. Para obtener las licencias o autorizaciones y para renovarlas las instituciones responsables deben demostrar ante el organismo regulador correspondiente que se satisfacen requisitos de protección y seguridad y que se cuenta con personal satisfactoriamente capacitado y entrenado, de acuerdo a las normas específicas de cada órgano regulador.

Aquellas fuentes de radiación que en razón de su muy baja actividad no puedan provocar en persona alguna dosis efectivas de radiación superiores a 10 μSv por año ni dar lugar a dosis colectivas superiores a 1 Svh estarán exceptuadas de los controles regulatorios y por lo tanto las entidades o personas poseedoras de tales fuentes no deberán poseer licencia o autorización para operarlas.


C.2  - EVALUACION DE PROTECCION Y SEGURIDAD RADIOLOGICA

El objetivo de una evaluación de protección y seguridad radiológicas desde el punto de vista  de la seguridad ocupacional, consiste en:

a) Verificar las condiciones de higiene radiológica en condiciones normales de trabajo. Esto significa determinar, con un grado de aproximación razonable, las dosis efectivas de radiación que pueden recibir los trabajadores como consecuencia de su trabajo en períodos regulares de tiempo (un año por ejemplo). Estos valores deben ser cotejados con los establecidos en las normas argentinas y lo especificado al respecto en la licencia o autorización de la correspondiente instalación.

b) Verificar las condiciones de seguridad radiológica. Esto significa evaluar las posibilidades y probabilidades de generación de situaciones accidentales que pudieren dar lugar a exposiciones fuera de control en los trabajadores u otras personas.


APECTOS GENERALES RELATIVOS AL DISEÑO Y EQUIPAMIENTO

Las fuentes radiactivas selladas y de rayos x deben formar parte de un equipo que permita su utilización, en circunstancias de irradiación, de modo que el campo de exposición no sea mayor que el estrictamente necesario y que mantenga la fuente en condiciones de seguridad cuando no es utilizada.

La instalación debe satisfacer condiciones de diseño de modo de minimizar la exposición a radiaciones de las personas, debiendo estar adecuadamente blindadas cuando corresponda según el tipo de fuente. El acceso a las áreas controladas debe estar restringido exclusivamente a personas autorizadas.

Para la realización de prácticas con fuentes de radiación, los responsables autorizados deben    contar con instrumental de medición apropiado para efectuar determinaciones con fines de  protección radiológica. Este requisito es de especial importancia en toda circunstancia en que los campos de exposición son significativos y resultan dependientes en alguna medida de las actitudes del personal, como es el caso de las prácticas de radiografía industrial.

La instalación debe contar con depósitos blindados de fuentes en los casos de fuentes radiactivas de uso no permanente, como es el caso de las fuentes que se emplean en braquiterapia, algunas aplicaciones industriales y en radiografía industrial.

Es necesario contar con elementos apropiados y seguros para el transporte de material radiactivo toda vez que las fuentes radiactivas deban trasladarse para su utilización en lugares diferentes de un país o una región como es el caso de las fuentes de radiografía industrial. Deben satisfacerse a tal efecto las Normas Argentinas e Internacionales de Transporte de Material Radiactivo.

Las instalaciones en las que se opere con fuentes abiertas deberán estar especialmente diseñadas para limitar  la contaminación del aire y superficies. A tal efecto, las tareas que puedan dar lugar a dispersión de material radiactivo deben efectuarse en el interior de recintos confinados como campanas, cajas de guantes o recintos blindados de total estanqueidad con telemanipuladores según las características del material radiactivo involucrado. En caso necesario debe contarse con sistemas de ventilación y decontaminación apropiados.

La instalación debe contar con sistemas de seguridad que minimicen la probabilidad de que se produzcan accidentes radiológicos. Este requerimiento es tanto más severo cuanto mas elevadas  fueren las dosis de radiación que pudiere provocar la exposición accidental.


ASPECTOS GENERALES RELATIVOS A LA OPERACIÓN

Las instalaciones sólo podrán operar bajo la responsabilidad de al menos una persona autorizada por la respectiva autoridad competente.

Solo se debe permitir el acceso a las áreas controladas al personal entrenado y autorizado estrictamente necesario.

En el caso de fuentes que, en el proceso de su utilización habitual pasan alternativamente de una posición segura, en el interior de un contenedor blindado, a otra posición en la que generan campos intensos de radiación, el operador debe verificar permanentemente la posición de la fuente y la intensidad de los campos de radiación mediante monitores de radiación. En particular debe verificar el regreso de la fuente a la posición de seguridad al finalizar cada operación. Tal es el caso de las fuentes radiactivas empleadas en radiografía industrial y las fuentes radiactivas empleadas en terapia radiante.

Las instalaciones que generen residuos y efluentes radiactivos de muy baja actividad y cortos tiempos de semidesintegración (horas o pocos días) deberán confinar los mismos durante un tiempo suficiente para el decaimiento radiactivo antes de su liberación como residuo o efluente convencional. Los residuos de mayor actividad o tiempo de semidesintegración deberán ser gestionados a través de la Comisión Nacional de Energía Atómica.

En las instalaciones no deben conservarse fuentes radiactivas en desuso. Tales fuentes  deberán ser gestionadas apropiadamente a través de la empresa autorizada que provee la fuente de reemplazo o la Comisión Nacional de Energía Atómica.

El personal que trabaje en áreas controladas deberá contar con un servicio de Dosimetría Personal que permita evaluar las Dosis Efectivas que reciben los trabajadores en períodos regulares de tiempo (uno o dos meses).


DETERMINACIÓN DE DOSIS EFECTIVAS DE LOS TRABAJADORES

EXPOSICION EXTERNA

  • Medir tasa de dosis en las posiciones típicas de trabajo del trabajador con un monitor apropiado cuya indicación sea representativa de la tasa de Dosis Efectiva que recibiría una persona ubicada en la misma posición (mSv / h).
  • Obtener información sobre el número de horas de trabajo por año en esas circunstancias  (h /año)
  • Efectuar el producto de las cantidades anteriores para obtener la Dosis Efectiva por año (mSv/año)

CONTAMINACION INTERNA

Instalaciones que emplean fuentes abiertas.

La evaluación de la exposición por contaminación interna suele ser más compleja que la de la exposición externa. En general, en lugares de trabajo, la vía mas frecuente de contaminación interna es la inhalación de aire contaminado con material radiactivo bajo la forma de gases o aerosoles. Una manera indirecta de estimar la tasa de Dosis Efectiva que puede recibir un trabajador en tales circunstancias consiste en medir la concentración de material radiactivo en aire. Se han desarrollado modelos que correlacionan, para cada radionucleido, la concentración de material radiactivo en aire ( C ) con la incorporación por parte de la persona que trabaja en el recinto y con la Dosis Efectiva al cabo de un cierto tiempo (2000 horas de trabajo por año por ejemplo). (Ver Anexo AI. 13).

Expresión para cálculo:

E (Sv / año) = C (Bq / m3) . 1,2 m3 / h . 2000 h / año . iinh  (Sv / Bq)

También resulta de utilidad evaluar la contaminación superficial de las áreas de trabajo, herramientas y ropa de trabajo (Bq / m2) lo que constituye un indicador del grado de contaminación del ambiente de trabajo. Existen valores numéricos que sirven de referencia para determinar si las condiciones son aceptables (Ver Anexo AI. 14)

DOSIS EFECTIVA TOTAL

La dosis efectiva anual total estimada puede obtenerse sumando las contribuciones debidas a la exposición externa y a la contaminación interna. Este valor debe cotejarse con el Límite de Dosis Efectiva (20 mSv / año) o con la Restricción de Dosis (menor a 20 mSv / año) que la autoridad competente hubiese establecido para la instalación. Si se coteja con el valor 20 mSv / año debe tenerse en cuenta que es altamente recomendable  que las Dosis Efectivas de los trabajadores se encuentren sustancialmente por debajo de esa cifra la que sólo en circunstancias excepcionales debería ser alcanzada (Principio de Optimización).


APENDICE II - D

ANÁLISIS COMPARATIVO

Recomendaciones internacionales, legislación anterior vigente en Argentina y Resolución  MTESS 295/03

El contenido de la Resolución 295 en lo referente a Radiaciones Ionizantes no presenta contradicciones (a excepción de un solo valor que se aclara más abajo) con otras normas nacionales: Norma AR 10.1.1 de la Autoridad Regulatoria Nuclear, Decreto 6320/68  y Resoluciones vinculadas de la Secretaría de Salud.

No obstante, en lo relativo a Radiaciones Ionizantes, la aludida Resolución podría incluir otros aspectos no contemplados y que, se encuentran tanto en el contexto normativo internacional como en normas argentinas promovidas por otros organismos del estado. Asimismo se señalan algunas imprecisiones en la terminología que sería conveniente corregir.


Límites para mujeres trabajadoras embarazadas

En el listado de límites se ha incluido para el caso de la mujer trabajadora embarazada el valor Dosis Mensual Equivalente:  0,5 mSv.

No se aclara cual es el órgano o tejido de la mujer al que se refiere este límite. De todos modos, ese valor es incompatible con el límite de 2 mSv en la superficie del abdomen para el tiempo de embarazo. La incompatibilidad proviene de que esos valores se originan en referencias distintas;  0,5 mSv responde a criterios del National Council on Radiation Protection (NCRP) de Estados Unidos y el resto de los números responden a las recomendaciones de la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP). Corresponde aclarar que Estados Unidos no ha adoptado totalmente las recomendaciones actualmente vigentes de  la ICRP. Por lo expresado se sugiere  ignorar el citado valor de 0,5 mSv.

Terminología

En el mismo listado se alude a la “cantidad recibida de radionúclidos”. Sería mas preciso referirse a la “actividad incorporada de radionúclidos”. Del mismo modo donde dice  “1/20 del límite anual de cantidad recibida” debería decir: 1/20 del Límite Anual de Actividad de radionúclidos Incorporada.

Contabilidad de las Dosis

Corresponde aclarar que, en la contabilidad de las dosis recibidas por los trabajadores, no deben computarse las provocadas por la radiación natural ni las que los trabajadores puedan recibir en carácter de pacientes cuando se someten a procedimientos médicos con fuentes de radiación.

Asimismo, es necesario consignar que, en la contabilidad de las dosis que reciben los trabajadores, deben considerarse las contribuciones atribuibles a la Irradiación Externa del cuerpo y a la Contaminación Interna en el caso de operaciones que incluyan  la manipulación de fuentes radiactivas no selladas.

Dosis cercanas a los Límites no son aceptables en general

Debe ponerse más énfasis en que exposiciones a radiación cercanas a los Límites de Dosis no son automáticamente aceptables, sino que, por el contrario, la Protección Radiológica debe estar optimizada y en consecuencia las Dosis deberán estar muy por debajo de los Límites.

Prevención de Accidentes

Han ocurrido accidentes severos en el mundo con fuentes de radiación. Debería agregarse un párrafo haciendo referencia a la obligación de prevenir accidentes, ó siguiendo el léxico de la ICRP, reducir la probabilidad de exposiciones potenciales. Al respecto deberían incluirse  Límites de Probabilidad de ocurrencia de accidentes acordes con la gravedad de los mismos. Se sugiere consultar la Norma AR 10.1.1.

Protección Intrínseca y Operacional

Las normas deben establecer que toda vez que sea posible ha de preferirse que la Protección y Seguridad Radiológicas estén fundadas en condiciones de diseño (de las Instalaciones, las fuentes de radiación y de los sistemas de protección y seguridad) antes que en aspectos operacionales. Vale decir el diseño debe lograr que la Protección y Seguridad estén poco influenciadas por  las conductas humanas toda vez que ello sea posible.

Monitoreo de la Protección Radiológica

Las normas deberían referirse a la verificación del cumplimiento de condiciones de protección radiológica mediante la vigilancia periódica de las dosis absorbidas por los trabajadores, implementado sistemas de monitoreo ambiental y personal en áreas controladas y supervisadas.

Exposición de Trabajadores en situaciones de Intervención

En caso de intervenciones, destinadas a mitigar las consecuencias de un accidente radiológico, puede ser justificable que algunos trabajadores reciban dosis superiores a los límites en condiciones normales, debiendo establecerse criterios a tal efecto. (ver Norma AR 10.1.1)

Explicación de Términos

Es conveniente incluir explicaciones de algunos de los términos que se utilizan (ver Norma AR 10.1.1)

 

Publicación UART

 



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