manual de seguridad radiologica

MANUAL DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA Código:

MOP-SDP-11

DIRECCIÓN MÉDICA Fecha Marzo 2012

MANUAL DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA Rev. 00

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Elaboró: Autorizó:

Puesto Jefe de Servicio de Medicina Nuclear y Encargado

de Seguridad Radiológica Director General y Representante Legal

Firma

F04-SGC-01 Rev.0

MANUAL DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA


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DIRECCIÓN MÉDICA Fecha: Marzo 2012


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PROCEDIMIENTOS OPERATIVOS

Propósito

Establecer los lineamientos necesarios para el desarrollo correcto de Estudios Gammagráficos convencionales y de SPECT-CT (Tomografía computada por emisión de fotón único + tomografía computada / Fusión de imágenes), considerando las condiciones de seguridad radiológica.

Alcance

Aplica al desarrollo de Estudios Gammagráficos convencionales y de SPECT-CT que son requeridos por las áreas correspondientes de la Dirección Médica y Dirección Quirúrgica.

Responsabilidades

Jefe de Servicio de Medicina Nuclear: Asegurar la realización de los Estudios Gammagráficos convencionales y de SPECT-CT bajo los lineamientos establecidos y atender las peticiones de modificación de este Manual para mantener su vigencia. Así mismo, asegurar que el personal que se incorpora al área conozca y atienda las indicaciones de éstos lineamientos.

Técnicos, Médicos Adscritos y Residentes: Atender los lineamientos establecidos en el presente Manual para asegurar la calidad y conformidad de los estudios, así como las condiciones de seguridad para evitar accidentes.

INTRODUCCION El objeto de la Protección Radiológica es asegurar un nivel apropiado de protección al hombre y al medio ambiente sin limitar de forma indebida las prácticas beneficiosas de la exposición a las radiaciones. Este objetivo no sólo se puede conseguir mediante la aplicación de conceptos científicos. Es necesario establecer normas que garanticen la prevención de la incidencia de efectos biológicos deterministas (manteniendo las dosis por debajo de un umbral determinado) y la aplicación de todas las medidas razonables para reducir la aparición de efectos biológicos estocásticos a niveles aceptables. Para conseguir estos objetivos, se deben aplicar los principios del Sistema de Protección Radiológica propuestos por la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP). En el área medicina nuclear se hace uso de las radiaciones ionizantes utilizando equipos tomografía y gammagrafía en forma híbrida. Debido a que los procedimientos de protección radiológica son una medida básica para la preservación de la salud de los trabajadores, de los


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pacientes y del público que asiste a estos servicios, así como del mismo ambiente, se ha considerado la necesidad de contar con las medidas necesarias en Protección Radiológica, así como con un Manual de Procedimiento de Seguridad Radiológica que a su vez dé cumplimiento a la normatividad actual.

Dicho manual tiene como finalidad establecer los procedimientos que garanticen la observancia de las normas en protección y seguridad radiológica aplicables a la práctica laboral rutinaria con el uso de equipos híbridos como la gammagrafía con modalidad SPECT-CT y proporcionar al personal ocupacionalmente expuesto un conjunto de procedimientos administrativos, de operaciones rutinarias y de emergencia en el uso de los equipos, así como el mantenimiento de las exposiciones tan bajas como sea posible. Todo ello bajo el cumplimiento del Reglamento General de Seguridad Radiológica y la Ley General de Salud. Los aspectos no contemplados en este manual serán tratados conforme a derecho. Para alcanzar los objetivos del presente manual será necesario mantener la vigilancia de los siguientes puntos: 1. Que la protección de los pacientes, del público y del personal ocupacionalmente expuesto sea un asunto de alta calidad. 2. Los problemas que puedan presentarse en protección radiológica y seguridad del equipo generador de radiación sea detectado y corregido rápidamente. 3. Prever lo necesario para reducir en todo lo posible la contribución de errores humanos a los incidentes o accidentes durante la operación de los equipos. 4. Que el personal del que dependa la protección y seguridad física de los equipos posean la capacidad técnica y administrativa adecuada para llevar a cabo su responsabilidad.


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RECEPCIÓN DE LAS FUENTES DE RADIACIÓN IONIZANTE

I. OBJETIVO

El presente procedimiento tiene la finalidad de dar a conocer al personal del servicio de medicina nuclear los pasos a seguir para la recepción segura de cualquier tipo de fuente de radiación ionizante.

II. INTRODUCCIÓN

El Servicio de Medicina Nuclear cuenta con todas las medidas de protección radiológica tanto del personal que recibe el material como el conocimiento de la recepción del mismo, este procedimiento es con el fin de que se asegure él, manejo adecuado de las fuentes de radiación ionizante verificando las lecturas de rapidez de exposición y así evitar exposiciones innecesarias (Ver Anexo 3 RECEPCION DE FUENTES DE RADIACION IONIZANTE).

III. REFERENCIAS

a. Reglamento General de seguridad Radiológica DOF. 22-11-88, Edición Junio 1998.

b. Curso Avanzado de protección radiológica para Encargados, ININ c. Handbook of Radioactive Nuclides

IV. DEFINICIONES

a. EXPOSICION: Es la magnitud creada para medir la intensidad de radiación X ó

a través del efecto que esta produce en el aire. b. DETECTOR DE RADIACIÓN GEIGER MULLER: Es un instrumento, monitor

portátil de radiación capaz de detectar la emisión de radiación alfa, beta o gamma cuyo método de detección es por ionización de gases.

c. ACTIVIDAD: El número de transiciones nucleares espontáneas que ocurren por unidad de tiempo en una cantidad de material radiactivo. Formalmente, la actividad A, de una cantidad dada de material radiactivo, es el cociente de DNH entre DT siendo DNH el número de transiciones nucleares espontáneas que ocurren en el intervalo da. La unidad de actividad es el beckerel (Bq) don 1 Bq= 1 desintegración / seg (1 Ci= 3.7 x 10 10 desintegraciones/seg).

d. ALARA: Equivalente de dosis que reciba el personal que sea tan bajo como razonablemente pueda lograrse.

e) FUGA: Escape o dispersión de material radiactivo líquido hacia el medio

ambiente

f) DOSIS: Es una medida de la energía depositada por la radiación en la material. La unidad de dosis absorbida es el Gy (Gy=100 rads)


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g) EQUIVALENTE DE DOSIS: Es una medida del daño biológico que se genera

en sistemas biológicos debido a la dosis que pueda recibir, considerando el factor de calidad. Se ha establecido que la dosis máxima permisible para trabajadores ocupacionalmente expuestos es de 50 mSv al año (suponiendo que el trabajador labore 300 días al año) Dosis máxima permisible por día es de 0.16 mSv.

h) RADIACIÓN IONIZANTE: Toda radiación electromagnética o corpuscular capaz

De producir iones, directa o indirectamente, debido a su interacción con la materia.

i) IONES: Son átomos que tienen electrones extras o que les falta alguno de ellos.

j) RADIACIÓN GAMMA: Es la radiación electromagnética (fotones), las cuales

son emitidas durante las transiciones de energía en el núcleo seguido de un decaimiento radiactivo.

k) FUENTES DE RADIACIÓN IONIZANTE: Cualquier dispositivo o material que

emita radiación ionizante en forma cuantificable.

l) FUENTE ABIERTA: Todo material radiactivo que durante su utilización pueda entrar en contacto directo con el medio ambiente.

m) CONTAMINACIÓN RADIACTIVA SUPERFICIAL: La presencia de una

sustancia radiactiva sobre una superficie en cantidades superiores a 4 x 10 3 Bq metros cuadrados en el caso de emisiones Beta y Gamma 4 x 10 2 en caso de emisiones alfa, esta puede ser fija o removible.

n) ACCIDENTE Y/O INCIDENTE: Cualquier evento anormal que involucren a

fuentes de radiación ionizante.

V. REQUISITOS PREVIOS

(NO APLICABLE)

VI. MATERIAL Y EQUIPO

Equipo de seguridad básico consistente en bata, guantes, dosímetro, lentes de seguridad, detector de radiaciones ionizante (Geiger Muller)

VII. PRECAUCIONES

Para la ejecución segura del presente procedimiento se deberán tomas todas las medidas de protección radiológica, revisar, monitoreas y supervisar que el material venga en condiciones buenas de transporte.


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VIII. RESPONSABILIDADES

Del Representante Legal a. Proporcionar todo el apoyo necesario al Encargado de Seguridad Radiológica para la

ejecución de este procedimiento. b. Firmar los documentos y trámites ante la CNSNS relacionado con la recepción de las

fuentes.

Del Encargado de Seguridad Radiológica a. Asegurarse de que se hagan la medición de la rapidez de exposición en las cajas

metálicas conteniendo las unidosis dentro de la primera hora de llegada. b. Asegurarse de que el material radiactivo que se está recibiendo se encuentre en

perfectas condiciones de transporte

Del grupo de Seguridad radiológica a. La recepción del material radiactivo o fuente de radiación será responsabilidad del

técnico y/o Médico responsable del turno. IX. INSTRUCCIONES

El personal de vigilancia deberá notificar al técnico y/o médico responsable de la llegada

del material al servicio. El personal responsable en turno verificará el origen, actividad, isótopo, química

integridad del contenedor, remisión y/o factura en su caso con el objeto de validar la recepción y medición de los niveles de radiación.

El personal responsable deberá abrir el empaque con cuidado requerido, utilizando en todo momento el equipo de seguridad, el área deberá estar debidamente iluminada.

El personal responsable deberá examinar el material de la envoltura con el detector de radiación ionizante (GM), si no se detecta radiación podrá desecharse normalmente. En caso contrario se deberá rechazar la entrega del material.

Se deberá registrar la entrega de material en la bitácora de recepción de materiales, anotando el nombre de la persona que recibe así como hora y fecha.

El personal responsable deberá identificar y rotular con el número de pedido correspondiente al material recibido y almacenarlo en el área destinada para tal fin.

El personal responsable deberá notificar a la jefatura de servicio las recepciones realizadas

Medidas fundamentales de Protección Radiológica Se tomarán las medidas necesarias para conseguir que las dosis individuales y la probabilidad de que se produzcan exposiciones potenciales sean lo más bajas posibles. En cualquier caso, las dosis recibidas por los trabajadores expuestos y los miembros del público siempre han de ser inferiores a los límites de dosis establecidos en la Legislación.


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En medicina nuclear son fuentes de radiación además de las fuentes abiertas que se manejan para la administración a los pacientes para su diagnóstico y ó tratamiento; los equipos dotados de tubo de rayos X cuando éste está en funcionamiento como la tomografía computarizada. Dispositivos de protección radiológica A continuación se muestra en la tabla, los dispositivos de protección radiológica establecidos en la normativa vigente de la Secretaria de Salud.

Dispositivos de protección radiológica (NOM-229-SSA1-2002) Aplicación Mínimo por

Departamento Características (Equivalente de plomo)

Tomografía Computarizada

Mandil emplomado

El médico nuclear y el técnico radiólogo ó técnico en medicina nuclear, deben usar los

dispositivos de protección para atenuar la radiación dispersa, durante la realización del estudio de tomografía.

Características de los dispositivos de protección Características de los dispositivos de protección radiológica (NOM-229-SSA1-2002)

Dispositivo Características (Equivalente de plomo)

Mandil plomado • 0.5 mm. Para cuando cubra solamente el frente del cuerpo • 0.25 mm. Para cuando cubran completamente el frente, los costados del tórax y la pelvis.

NOTA: El uso de mandil estará limitado solo dentro de la sala de gammagrafía cuando exista exposición a los rayos x; y con las puertas cerradas


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ALMACENAMIENTO DE LAS FUENTES DE RADIACIÓN IONIZANTE

I. OBJETIVO El siguiente procedimiento tiene la finalidad de dar a conocer al personal del servicio de medicina nuclear los pasos a seguir para el almacenamiento ido resguardo de cualquier tipo de fuente de radiación ionizante.

II. INTRODUCCIÓN El Servicio de Medicina Nuclear cuenta con un castillo de plomo en el centro del área restringida de radiofarmacia en donde se almacenará las fuentes de radiación ionizante, las cuales serán en forma de unidosis personalizadas de actividades según sea el estudio, las cuales estarán precalibradas para ser inyectada en el momento del estudio. Es de vital importancia salvaguardar el material radiactivo en un lugar seguro y siempre tener un detector de radiación prendido para saber que esa fuente viene en condiciones normales, este castillo de plomo será el blindaje para la protección de las fuentes de radiación.

III. REFERENCIAS

a. Reglamento General de Seguridad Radiológica, D.O.F. 22-11-88. Edición Junio 1998. b. Handbook of Radiactive Nuclides c. Ley reglamentaria del art. 27 constitucional en material Nuclear publicado el 4 de

febrero de 1985 en el D.O.F. d. Curso avanzado de protección radiológica para encargados. ININ

IV. DEFINICIONES

a) RADIACION IONIZANTE: Toda radiación electromagnética o corpuscular capaz de

producir iones, directa o indirectamente debido a su intervención con la materia alfa, beta gama protones y neutrones.

b) RADIACION GAMMA: Es la radiación electromagnética (fotones), las cuales son

emitidas durante las transiciones de energía en el núcleo seguido de un decaimiento radiactivo.

c) FUENTE DE RADIACION IONIZANTE: Cualquier dispositivo o material que emita

radiación ionizante en forma cuantificable.

d) AMLACEN TEMPORAL: La instalación radiactiva autorizada por la Comisión para almacenar fuentes de radiación ionizante por tiempo limitado y que será necesariamente determinado en forma expresa en la autorización correspondiente.


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e) ZONA CONTROLADA: Aquella accesible únicamente al personal ocupacionalmente expuesta, e la que el equivalente de dosis a cuerpo entero en una hora, pudiera ser superior a 1 mSv (100 rem).

f) ALMACEN EN TRANSITO: Ärea utilizada, durante el transporte de material radiactivo

en la que se almacenan embalajes, contenedores, bultos y las zonas no controladas, tales como: área de estacionamiento, estación terminal, cuarto de almacén o patio de carga y descarga

g) FUENTE ABIERTA: Todo material radiactivo que durante su utilización estará en

contacto directo con el medio ambiente.

h) VIDA MEDIA FÍSICA: Es el tiempo requerido para que un radionúclido pierda el 50% de su actividad mediante decaimiento radiactivo. Cada radionúclido tiene una vida media física propia.

i) ZONA DE MATERIAL RADIACTIVO SUSPENDIDO EN EL AIRE

a. Aquella que normalmente se encuentra ocupada por personas y en la que la concentración de material radiactivo existe, sea superior a la indicada en la norma técnica correspondiente.

b. Aquella que pueda estar ocupada por el POE y en la que la concentración de material radiactivo existente, promedia con el tiempo de permanencia semanal del personal en la zona, sea superior al 25% en la concentración indicada en la norma

j) POE: Aquel que en ejercicio y con motivo de ocupación está expuesto a la radiación

ionizante o a la incorporación de material radiactivo.

V. REQUISITOS PREVIOS Seguir el procedimiento previamente establecido por el encargado de seguridad radiológica (ESR)


Equipo de seguridad básico consistente en bata, guantes, dosímetro, lentes de seguridad. Detector de radiación ionizante (Geiger Muller)

VII. PRECAUCIONES

Para la ejecución segura del presente procedimiento se deberán observar las siguientes condiciones y medidas

1. El almacenamiento del material radiactivo será responsabilidad del personal técnico y/o médico responsable en turno, dentro del área de radiofarmacia o área de marcado.


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2. El responsable tendrá el cuidado de observar las posibles anomalías en los bultos y/o empaques tales como rupturas en las envolturas, frasco y/o sellos que puedan provocar escapes y/o fugas del contenido.

3. El lugar del almacenamiento debe estar debidamente protegido y blindado para

evitar la propagación de la radiación al exterior del mismo. 4. El lugar del almacenamiento deberá estar debidamente marcado y señalizado

bajo los estándares internacionales correspondientes (colores, símbolos, etc.)


Del Representante Legal: a) Proporcionar el apoyo necesario al Encargado de Seguridad Radiológica para la

ejecución de este procedimiento. Del Encargado de Seguridad Radiológica: a) Asegurarse de que el material radiactivo que llegue a la instalación cumpla con las

normativas y lineamientos de protección radiológica y que a su vez se almacene bajo los procedimientos de seguridad radiológica especificados en este manual.

Del grupo de Seguridad Radiológica: a) Llevar a cabo este procedimiento

IX. INSTRUCCIONES

El personal de vigilancia deberá notificar al técnico y/o médico responsable

de turno de la llegada del material al servicio. El personal responsable en turno verificará el origen, actividad, isótopo,

química, fecha de caducidad, integridad del empaque, remisión o factura en su caso, fecha en que recibe la fuente, nombre y calibración con el objeto de validar su recepción.

El personal responsable deberá examinar el material de la envoltura con el detector de radiación ionizante (Geiger Muller) Si no se detecta radiación podrá desecharse normalmente. En caso contrario se deberá rechazar la entrega del material.

El personal responsable deberá abrir el empaque con el cuidado requerido, utilizando en todo momento el equipo de seguridad, el área deberá estar debidamente iluminada.

El personal responsable deberá registrar el material en la bitácora de recepción de materiales.

El personal responsable deberá identificar y rotular con el número de pedido correspondiente el material recibido y almacenarlo en el área para tal fin.

El personal responsable deberá notificar a la jefatura de servicio las recepciones realizadas.


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DOSIMETRIA PERSONAL EXTERNO Y/O INTERNA

I. OBJETIVO El Encargado de Seguridad Radiológica llevará como parte del programa de seguridad radiológica un control equivalente de dosis y la exposición personal acumulada en un intervalo de tiempo, recibido durante la jornada mensualmente de trabajo de todo el personal ocupacionalmente expuesto que está bajo su supervisión, y así evitar rebasar los limites de dosis anuales establecidas por la CNSNS.

II. INTRODUCCIÓN El encargado de Seguridad Radiológica vigilará constantemente la limitación de los equivalentes de dosis recibidos durante el trabajo, las dosis recibidas serán a un nivel aceptable en el personal ocupacionalmente expuesto y se llevará un registro mensual del equivalente de dosis para su evaluación y de acuerdo con los resultados se optimizarán métodos, procedimientos de trabajo e instrucciones para determinar hasta donde se puede reducir la exposición. Para el control dosimétrico el personal ocupacionalmente expuesto en el Servicio de Medicina Nuclear (Encargado de Seguridad radiológica, Doctores, Técnicos) portarán durante su jornada de trabajo con material radiactivo un dosímetro termoluminiscente personal para cuerpo entero. Por otra parte el prestador de servicios que proporcione estos dosímetros tendrá que tener permiso y autorización de la CNSNS para poder extender lecturas mensuales del personal ocupacionalmente expuesto (Ver Anexo 4 MANTENIMIENTOS DE REGISTRO DE DOSIMETRIA PERSONAL).

III. REFERENCIAS

a) Reglamento General de Seguridad Radiológica, D.O.F. 22-11-88, edición Junio 1998 b) ICRU 38 c) ICRP 60,1990 d) Handbook of Radiactive Nuclides e) Yen Wang; The chemical rubber Co. f) Curso Avanzado de Protección Radiológica para Encargados, ININ

IV. DEFINICIONES

a) RADIACION IONIZANTE: Toda radiación electromagnética o corpuscular capaz de

producir iones, directa o indirectamente, debido a su interacción con la materia. b) DOSIS UMBRAL: Valor de la dosis por debajo del cual se considera que no se manifestará

un efecto determinista ( no estocástico)


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c) DOSIS ABSORBIDA: La energía depositada por la radiación ionizante en la materia. Técnicamente, la dosis absorbida D, se define como el cociente de dE es la energía promedio depositada por la radiación ionizante en una masa dm. La unidad es el Gray (Gy) , donde; Gy = 1 J Kg-1 ( 1 RAD = 10-2 J/Kg).

d) DOSÍMETROS DE BOLSILLO: El dosímetro de Bolsillo es una pequeña cámara de

ionización, tipo condensador, de forma cilíndrica ( aproximadamente 2 cm) llena de aire y provista de un electrodo central.

e) PERSONAL OCUPACIONAL: La recibida por el personal ocupacionalmente expuesto

durante su trabajo y con motivo del mismo. f) EQUIVALENTE DE DOSIS: Con fines de protección se ha encontrado conveniente

introducir una magnitud física que correlaciona la dosis absorbida con los efectos deletéreos más importantes de la exposición a la radiación, en particular con los efectos estocásticos tardíos. El equivalente de dosis es la cantidad que resulta de la ecuación: H= DQN, donde D es la dosis absorbida en Gy, Q es el factor de calidad y N es el producto de todos los demás factores modificables, tomándose por ahora un valor par N igual a la unidad. El nombre especial para la unidad de equivalente de dosis es el sievert (Sv).

g) EQUIVALENTE DE DOSIS EFECTIVO: El equivalente de dosis efectivo, HE es la suma

ponderada de los equivalentes de dosis para los diferentes tejidos Ht, tanto por la irradiación externa como por incorporación de radionúclidos . Se define como:

HE =WTHT

Donde WT, son los factores de ponderación. h) EFECTOS NO ESTOCASTICOS O DETERMINISTAS: Aquellos que se producen a partir

de una dosis de umbral y aumenta en severidad con la dosis. i) EFECTO ESTOCASTICO: Aquellos Que no tienen una dosis umbral y a partir del cual se

manifiesten j) FACTOR DE PONDERACIÓN POR TEJIDO: Factor por el que se multiplica la dosis

equivalente recibida por un órgano o tejido para considerar su sensibilidad específica respecto a los efectos estocásticos de la radiación, los factores que usan con fines de protección radiológica son:

ORGANO O TEJIDO FACTOR DE

PONDERACIÓN (Wt)

GONADAS 0.20 MEDULA OSEA ROJA, COLON, (INTESTINO GRUESO INFERIOR), PULMON ESTOMAGO.

0.12


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VEJIGA, MAMA, ESÓFAGO, HIGADO, TIROIDES

0.05

PIEL Y SUPERFICIES OSEA 1.01 ORGANOS O TEJIDOS RESTANTES 0.05

Glándulas Suprarrenales, cerebro, intestino grueso superior, intestino delgado, riñon, músculo páncreas, bazo, timo y útero. Si alguno de éstos recibiera una dosis mayor o la más alta recibida por alguno de la tabla, a este se le aplicaría un factor de 0.025 y un factor igual al promedio de la dosis recibida por los demás órganos considerados “restantes”.

h) DOSIS: Es una medida de la energía depositada por la radiación en la materia. La unidad

de dosis absorbida es el Gy (Gy= 100 rads)

V. REQUISITOS PREVIOS Se deberá contar con los dosímetros personales los cuales deberán ser pequeños y fáciles de llevar sobre la ropa de trabajo.

VI. MATERIAL Y EQUIPO Equipo de seguridad básico consistente en bata, guantes, lentes de seguridad y dosímetro.

VII. PRECAUCIONES Para la ejercitación segura del presente procedimiento se deberán observar las siguientes condiciones y medidas.

1. El personal deberá conocer los diferentes tipos de fuentes de radiación ionizante que se manejan o utilizan en el Servicio de Medicina Nuclear.

2. El personal del Servicio de Medicina Nuclear portará en todo momento, durante horas de laboras, un dosímetro termoluminiscente y cuya lectura se hará mensualmente.

3. Los resultados de dosimetría serán juzgados por el Encargado de Seguridad Radiológica y anotados en los expedientes de la persona correspondiente.

4. Será responsabilidad del personal del Servicio de medicina Nuclear de colocar en el lugar señalado el dosímetro personal, alejado de cualquier fuente radiactiva.

5. Será responsabilidad del personal del Servicio de Medicina Nuclear, el mantener el dosímetro personal sólo en el área, no deberá salir hacia el exrterior.

6. El dosímetro personal deberá cumplir con las siguientes características: a. Debe de ser pequeño, fácil de llevar en la ropa de trabajo y mecánicamente

resistente b. El rango de respuesta deberá ser de 0.1 mSv hasta 10 Sv c. La respuesta debe ser independiente de la energía de radiación d. La respuesta debe ser, en lo posible, independiente de la orientación del

dosímetro e. El dosímetro no debe perder información con el tiempo


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f. La respuesta del dosímetro no debe ser afectada por condiciones ambientales normales

g. La lectura del dosímetro debe ser rápida, sencilla y suficientemente exacta VIII. RESPONSABILIDADES

Del Representante Legal Apoyar al Encargado de Seguridad Radiológica para que se realicen este tipo de procedimientos aplicando todas las medidas de protección radiológica. Del Encargado de Seguridad Radiológica Supervisar los registros de la dosimetría del personal POE y se encuentren en su carpeta correspondiente. Del Grupo de Seguridad Radiológica Será responsabilidad del grupo de Seguridad Radiológica portar su dosímetro durante su jornada de trabajo, y tomar las precauciones necesarias para su cuidado.

IX. INSTRUCCIONES

Todo el personal ocupacionalmente expuesto deberá portar su dosímetro personal durante la jornada de trabajo y al término de esta deberá resguardar el dosímetro en un lugar adecuado y fuera de la zona controlada y/o restringida.

El personal ocupacionalmente expuesto deberá colocar y/o utilizar el dosímetro personal en el área del pecho o cintura.

Cada dosímetro es de uso personal e intransferible y por ningún motivo el personal podrá extraer el dosímetro del área de trabajo o de las instalaciones del servicio de medicina nuclear.

El personal responsable de seguridad radiológica deberá llevar el registro de dosis mensuales, el envío y recepción de dosímetros y el control administrativos de los mismos

Las dosis recibidas por el personal ocupacionalmente expuesto en ningún caso deberá exceder los límites máximos permitidos

El personal responsable de seguridad radiológica deberá notificar mensualmente al personal ocupacionalmente expuesto de las lecturas obtenidas individualmente

Será responsabilidad del Encargado de Seguridad radiológica investigar aquellas lecturas que se detecten con anomalías y emitirá un dictamen del resultado obtenido.


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CALIBRACIÓN O VERIFICACIÓN DE LOS EQUIPOS DETECTORES DE RADIACION

I. OBJETIVO

El presente procedimiento tiene como finalidad dar a conocer el procedimiento que se realiza para llevar a cabo la verificación y calibración de los equipos detectores de radiación.

II. INTRODUCCIÓN Debido a que las radiaciones ionizantes no pueden ser detectadas por los sentidos humanos, es necesario utilizar instrumentos especiales para su detección, a estos equipos se les conoce con el nombre de monitores de radiaciones ( que en nuestro caso usaremos detectores tipo Geiger Muller) que constituyen la única herramienta para percibir en forma instantánea la presencia de las radiaciones.

III. REFERENCIAS a) Curso Avanzado de Protección Radiológica para Encargados, ININ b) Raglamento General de Seguridad Radiológica, D.O.F. 22-11-88, edición Junio 1998. c) Handbook of Radiactive Nuclides; The chemical Rubber Co. IV. DEFINICIONES

c) RADIACION IONIZANTE: Toda radiación electromagnética o corpuscular capaz de

producir iones, directa o indirectamente debido a su interacción con la materia d) INTENSIDAD DE RADIACION: Número de radiaciones emitidas en un segundo

e) ENERGIA DE LA RADIACION (KeV): Característica de presentación y ionización de los

diferentes tipos de radiaciones, , , . f) ACTIVIDAD: El número de transiciones nucleares espontáneas que ocurren por unidad

de tiempo en una cantidad dada de material radiactivo. Formalmente, la actividad A, de una cantidad dada de material radiactivo, es el cociente de dN entre dt, siendo dN en número de transiciones nucleares espontáneas que ocurren en el intervalo dt. La unidad de actividad es el becquerel (Bq), en donde 1 Bq= 1 / desintegraciones /seg

g) CALIBRACIÓN: Proceso por el cual se asegura que el detector de radiación dé lecturas

correctas.

h) VERIFICACIÓN: Proceso para corroborar la calibración de detector de radiación


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a) Programación anual calendarizada para la calibración del (de los) detector (es) de radiación ionizante (Geiger Muller).

b) El personal que ejecute el presente procedimiento deberá conocer el funcionamiento y manejo del detector de radiación ionizante (Geiger Muller)


El detector o contador de radiación ionizante (Geiger Muller ) con el cual cuenta el Servicio de Medicina Nuclear. VII. PRECAUCIONES

1. El buen manejo de los detectores de radiación para su buen uso en el Servicio de Medicina Nuclear es parte fundamental para la buena detección de las radiaciones ionizantes y tener una seguridad física total del área restringida.

2. Evitar golpearlo, mojarlo o abrirlo evitando así su funcionamiento eléctrico o mecánico del mismo

3. Después de su uso dejarlo en su lugar seguro y ponerle su funda evitando se le introduzcan partículas.


Del Representante Legal Es responsabilidad del representante legar dar la facilidad de tener todo el instrumental y equipo de detección para el buen funcionamiento del Servicio de Medicina Nuclear. Del Encargado de Seguridad Radiológica Es responsabilidad del Encargado de Seguridad Radiológica verificar el buen funcionamiento del Equipo de detección Será responsabilidad del Encargado de Seguridad Radiológica de mandar los equipos de detección de radiación a su respectiva calibración para el buen manejo del departamento Del grupo de Seguridad Radiológica Será responsabilidad del grupo de Seguridad Radiológica cuidar, asegurar y vigilar el buen funcionamiento de todo el instrumental y equipos de detección

IX. INTRUCCIONES

Con la finalidad de contar con registros precisos de los niveles de radiación existentes en las diferentes áreas de trabajo se debe contar con instrumentos, detector de radiación ionizante debidamente calibrado Ver Anexo No. 5 MANTENIMIENTO DE REGISTROS CALIBRACIONES Y/O VERIFICACIONES DEL EQUIPO DETECTOR DE RADIACION. Por lo anterior se procederá de la siguiente manera.


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Con base en el programa anual calendarizado de calibración de los detectores de radiación ionizante, el encargado de seguridad radiológica deberá enviar a calibración el detector correspondiente.

Es responsabilidad de la compañía que realice la calibración del o de los detectores, entregar el certificado de calibración y el reporte de valores.

Una vez realizada la calibración por parte de la compañía autorizada el encargado de seguridad radiológica procederá a verificar dicha calibración (Ver ANEXO 8 CALIBRACION DEL DETECTOR DE RADIACION).

El Encargado de Seguridad Radiológica etiquetará cada uno de los detectores con los datos siguientes: modelo, número de serie, numero de inventario o número de identificación interno, fecha de calibración próxima y fecha de calibración.

El Encargado de Seguridad Radiológica deberá archivar o resguardar en los archivos correspondientes los certificados de calibración entregados por la compañía autorizada (Ver ANEXO 9 CONTRATO DE LA EMPRESA RESPONSABLE DE LA CALIBRACIÓN Y DOSIMETRIA) .

Control de calidad en tomografía axial computarizada Objetivo Este procedimiento indica los procedimientos a seguir y comparar los resultados arrojados por el control de calidad en tomografía axial computarizada. Campo de aplicación El presente procedimiento es aplicable a las instalaciones de medicina nuclear que cuenten con un equipo en el que se genera un haz de radiación ionizante (equipos híbridos SPECT-CT). Responsabilidad El representante legal, el encargado de seguridad radiológica responsable de operación y/o el el servicio de ingeniería biomédica, son los responsables de contar con los servicios de un asesor especializado en seguridad radiológica para poner en funcionamiento y vigilancia el Programa de Seguridad Radiológica y Garantía de Calidad. Deberá tomarse en cuenta la realización de auditorías internas y externas. Esto lo llevará a cabo el proveedor (SIEMENS) en sus mantenimientos. Recomendaciones

��El responsable de operación y el encargado de seguridad radiológica deberán conocer los mecanismos establecidos en este procedimiento y los términos del contrato llevada a cabo entre el asesor en seguridad radiológica (el proveedor SIEMENS) y la institución.

��Sólo el POE que esté debidamente capacitado podrá operar los equipos generadores de radiaciones ionizantes (equipos híbridos SPECT-CT).


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��Las pruebas deberán llevarse a cabo durante la instalación, y en los mantenimientos correctivos y preventivos llevados a cabo por el proveedor (SIEMENS).

Levantamiento radiométrico

��El prestador de servicios deberá hacer entrega de la interpretación de resultados, conclusiones y recomendaciones al responsable de operación y una copia del mismo al titular primario.

��Las recomendaciones posibles podrán ser: adicionar un blindaje, reducir la ocupación, cambiar la posición del equipo o hasta la suspensión de actividades.

��Los niveles de restricción de dosis recomendables son:

Área controlada 0.10 mSv/sem ó 5.0 mSv/año

Área no controlada 0.01 mSv/sem ó 0.5 mSv/año

Radiación de fuga

��Los resultados arrojados en esta prueba deberán estar dentro de la tolerancia de a 1 metro del foco. ≤1/hmGy ��La recomendación, en el caso de no estar dentro del rango establecido es contactar encargado del servicio de mantenimiento.

Coincidencia de los indicadores luminosos y coincidencia del indicador luminoso interno con el haz de radiación

En la interpretación de los resultados y conclusiones presentadas deberá registrarse cuidando las tolerancias de 2mm

En caso de no conformidad se deberá contactar al encargado del servicio y mantenimiento del equipo.

Alineación de la mesa al gantry y coincidencia del indicador luminoso sagital con el eje longitudinal de la mesa

��En la interpretación de los resultados y conclusiones presentadas por el asesor en seguridad radiológica deberá registrar si la exactitud se encuentra dentro de la tolerancia de 5mm.

Desplazamientos angulares (inclinación) del gantry

En la interpretación de los resultados y conclusiones presentadas por el proveedor (SIEMENS) deberá registrase que la medición entre el ángulo medido y el ángulo nominal debe estar dentro de: 3º±. Las indicaciones del ángulo en la consola y el gantry deben ser exactamente iguales.

En caso de no encontrarse dentro de los rangos de tolerancia es necesario realizar las calibraciones requeridas por el equipo.


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Desplazamiento longitudinal de la mesa ��En la interpretación de los resultados y conclusiones presentadas por el proveedor deberá registrase entre ±2mm. �� En caso de no encontrarse dentro de los rangos de tolerancia es necesario realizar las calibraciones requeridas por el equipo.

Evaluación de la reproducibilidad y linealidad de la exposición En la interpretación de los resultados y conclusiones presentadas por el proveedor deberá registrase:

1. Reproducibilidad: Las tolerancias de ±5%

Si el coeficiente de variación es mayor al ±5%, registrar en el cuadro de

resumen de la ficha.

2. Linealidad: La tolerancia es de ±5%

Si el coeficiente de linealidad fuera superior al ±5%, registrar en el cuadro de resumen de la ficha.

Una desviación significativa de la linealidad puede indicar una mala calibración del potencial, la corriente o tiempo de exposición.


Espesor de corte En la interpretación de los resultados y conclusiones presentadas por el asesor en seguridad radiológica deberá registrar:

FWHM < s ±1mm, si s > 2 mm FWHM < s ±50%, si s > 2 mm En caso de no encontrarse dentro de los rangos de tolerancia es necesario realizar las

calibraciones requeridas por el equipo. Ruido, valor medio, uniformidad del número CT y dependencia del número de CT con el tamaño del paciente y con el algoritmo de reconstrucción En la interpretación de los resultados y conclusiones presentadas por el asesor en seguridad radiológica deberá registrar:

Ruido: (0.5 – 1) %, el valor del ruido no debería diferir de su valor de referencia en más de ±10%.

Valor medio de número CT: ± 4 UH Uniformidad de número CT: ± 5 UH y el valor de la uniformidad no puede diferir de su

valor de referencia en más de ± 2 UH


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Resolución de bajo contraste

En la interpretación de los resultados y conclusiones presentadas por el asesor en seguridad radiológica deberá registrar según las especificaciones del fabricante.


Resolución de alto contraste

En la interpretación de los resultados y conclusiones presentadas por el asesor en seguridad radiológica deberá registrar según las especificaciones del fabricante. Verificar si el nivel de resolución de alto contraste en ≤ 20 %del nivel base.


Dosis de radiación

��En la interpretación de los resultados y conclusiones presentadas por el asesor en seguridad radiológica deberá registrar el comparativo con los niveles orientativos ofrecidos por las normas básicas de seguridad.

�� En caso de no encontrarse dentro de los rangos de tolerancia es necesario realizar las calibraciones requeridas por el equipo.


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LEVANTAMIENTOS DE NIVELES DE RADIACION

I. OBJETIVO El presente procedimiento tiene la finalidad de dar a conocer al personal del Servicio de Medicina Nuclear los pasos a seguir el levantamiento de los niveles de radiación.

II. INTRODUCCIÓN Es de vital importancia mantener nuestras áreas de trabajo en perfectas condiciones de limpieza y respetando los niveles de rapidez de exposición establecidos para evitar una sobreexposición, ya que existe la posibilidad de que al estar manipulando las fuentes abiertas, sin darnos cuenta hayamos salpicado alguna gota en el interior del área de trabajo donde hacemos nuestra adquisición de estudios, es por esta razón que se tienen que realizar esta medición de radiación para poder saber que estamos trabajando en un lugar seguro. ANEXO No. 6 LEVANTAMIENTO DE LOS NIVELES DE RADIACION.

III. REFERENCIAS

a) Handbook of Radiactive Nuclides, yen Wang; The chemical Rubber Co. b) Reglamento General de Seguridad Radiológica, D.O.F. 22-11-88, Edición Junio 1998.

IV. DEFINICIONES

a) ACTIVIDAD: El número de transiciones nucleares espontáneas que ocurren por unidad de tiempo en una cantidad dada de material radiactivo. Formalmente, la actividad A, de una cantidad dada de material radiactivo, es el cociente de dN entre dt, siendo dN en número de transiciones nucleares espontáneas que ocurren en el intervalo dt. La unidad de actividad es el becquerel (Bq), en donde 1 Bq= 1 / desintegraciones /seg.

b) CONTAMINACIÓN: Presencia de formas de energía que excedan los niveles básicos.

CONTAMINACIÓN RADIACTIVA SUPERFICIAL: La presencia de una

sustancia radiactiva sobre una superficie en cantidades superiores a 4 x 10 3 BVQ metros cuadrados en el caso de emisiones Beta y Gamma 4 x 10 2 en caso de emisiones alfa, esta puede ser fija o removible.

c) RADIACION IONIZANTE: Toda radiación electromagnética o corpuscular capaz de

producir iones, directa o indirectamente debido a su interacción con la materia


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d) RADIACION GAMMA: Es la radiación electromagnética (fotones), las cuales son emitidas durante las transiciones de energía en el núcleo seguido de un decaimiento radiactivo.

e) ZONA RESTRINGIDA. Aquella accesible únicamente al personal ocupacionalmente

expuesto.

f) ZONA CONTROLADA: Es aquella que está sujeta a supervisión y controles especiales con fines de protección radiológica.

g) ZONA NO CONTROLADA: Es aquella que es accesible para atención al público

usuario.

h) ZONA SUPERVISADA: Toda área definida como zona controlada pero en la que se mantiene examinada las condiciones de exposición ocupacional aunque normalmente no sean necesarias medidas protectoras ni disposiciones de seguridad concretas.

i) REGISTRO: Anotación de datos obtenidos para señalar o inscribir una acción

realizada.

j) LEVANTAMIENTOS DE LOS NIVELES DE RADIACION: Es el registro que se realiza a través de un detector de radiación ionizante, en una determinada área de interés, anotando los niveles de radiación detectados.

k) NIVEL DE RADIACION: Son determinaciones que deben efectuarse en las diferentes

áreas de interés donde se utiliza material radiactivo.


El personal que ejecute el presente procedimiento deberá conocer el funcionamiento y manejo del detector de radiación ionizante (Geiger Muller), así como los niveles permitidos de radiación.


1. Equipo de seguridad básico consistente en bata, guantes, dosímetro, lentes de seguridad.

2. Detector de radiación ionizante (Geiger Muller)

VII. PRECAUCIONES Para la ejecución segura del presente procedimiento se deberán observar las siguientes condiciones y medidas:

1. La responsabilidad del personal de Seguridad Radiológica será verificar los niveles de radiación de manera rutinaria ( al inicio y término de cada turno)


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2. El personal responsable deberá utilizar, en todo momento, el equipo de seguridad básico

3. El personal responsable deberá saber operar el detector de radiación ionizante (Geiger Muller) con el cuidado debido como cualquier instrumento electrónico delicado.

4. Antes y después de utilizar el detector de radiación ionizante se deberá guardar en un lugar limpio y seco.

5. Después de utilizar el detector de radiación ionizante se deberá proteger debidamente la sonda detectora para evitar golpes y/o daños.

6. Asegúrese de que el detector de radiación ionizante se encuentra apagado después de ser utilizado.

7. En caso de no ser utilizado por periodos largos, retire las baterías para evitar daños causados por la corrosión de las mismas.

8. Antes de utilizar el detector de radiación ionizante, verifique la vigencia última fecha de calibración) que no deberá de exceder de un año.

9. Es responsabilidad del personal de seguridad radiológica tener un programa de calibración de el (los) detector (es) de radiación ionizante.


Del representanteLegal Proveer los detectores de radiación y los dispositivos de seguridad necesarios para la ejecución de este procedimiento Del Encargado de Seguridad Radiológica Vigilar que se lleven a cabo los levantamientos de niveles en el tiempo indicado Analizar los resultados obtenidos para asegurar la integridad física de los POE´s y el público en general. Del grupo de Seguridad Radiológica Llevar a cabo los levantamientos de Niveles de radiación y saber los procedimientos aplicables.

IX. INSTRUCCIONES

El control operativo de la Seguridad radiológica hace necesario disponer de registros de los niveles de exposición en las diferentes áreas de trabajo, por lo que de manera rutinaria se realizarán diariamente monitoreos de niveles de radiación, procediendo como sigue: Para el levantamiento de los niveles de radiación se deberá utilizar un detector

de radiación ionizante aprobado y calibrado para este fin. El personal responsable deberá verificar el correcto funcionamiento del detector

de radiación ionizante. El levantamiento de los niveles de radiación se realizará para cada contenedor

de una fuente de radiación y en cada una de las áreas del servicio de medicina nuclear.


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El levantamiento de los niveles de radiación para cada contenedor de una fuente deberá ser por cada una de las caras del mismo y a una velocidad de 10 cm/seg, hasta encontrar la mayor de ellas (cara A), girar el detector (cara B) para obtener el valor cuantitativo de estas áreas.

El levantamiento de los niveles de radiación en cada una de las áreas del servicio de medicina nuclear deberá ser en los puntos de interés marcados y/o establecidos para ello. Las lecturas se deberán registrar en el anexo correspondiente.

Verificar al término de la jornada diaria de trabajo de que no exista contaminación en las diferentes áreas, así como el personal ocupacionalmente expuesto.

En el supuesto caso de detectar niveles superiores a los permitidos se investigará la causa que lo origine y se realizará el procedimiento correctivo que sea aplicable al caso.


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OPERACIÓN DE LAS FUENTES RADIACITIVAS

I. OBJETIVO El presente procedimiento tiene la finalidad de dar a conocer al personal del servicio de medicina nuclear los pasos a seguir para la operación y/o manejo seguro de una fuente radiactiva.

II. INTRODUCCIÓN Para la realización de este procedimiento de trabajo se implementaron todas las medidas de protección radiológica para el manejo de las fuentes abiertas dispensadas, es por eso que se ha recurrido al manejo de unidosis individualizadas por parte de las Radiofarmacias de distribución ó Radiofarmacias Centralizadas, las cuales traerán en contenedores individualizados con nombre del paciente a quien se aplicará, la cantidad de actividad a la hora de calibración, la fecha y hora de expiración, en que concentración se encuentra, el nombre del estudio que se realizara y el nombre del Servicio de Medicina Nuclear y el Nombre del Jefe del Servicio. Estas unidosis tienen todas las medidas de empaque dispuestas en los lineamientos de protección y seguridad radiológica ya que estos blindajes están normados por organismos internacionales para contener en su interior la unidosis sin que al exterior esté provocando alguna exposición innecesaria .

III. REFERENCIAS a) Handbook of Radiactive Nuclides, Yen Wang; The chemical Rubber Co. b) Curso avanzado de protección Radiológica para Encargados, ININ c) Reglamento de Seguridad Radiológica, D.F.O. 22-11-88. Edición Junio 1998.

IV. DEFINICIONES a) FUENTES DE RADIACION IONIZANTE: Cualquier dispositivo o material que emita

radiación ionizante en forma cuantificable b) FUENTE ABIERTA: Todo material radiactivo que durante su utilización estará en contacto

directo con el medio ambiente. c) VIDA MEDIA BIOLÓGICA: Es el tiempo necesario para que la mitad de una sustancia

administrada, sea excretada del cuerpo o de un órgano o un tejido. d) VIDA MEDIA FISISCA: Es el tiempo requerido para que un radionúclido pierda el 50% de

su actividad mediante decaimiento radioactivo. Cada radionúclido tiene una vida física propia.

e) TIEMPO DE EXPOSICIÓN: El tiempo que el personal se expone a la radiación y que debe ser el mínimo necesario para efectuar el trabajo planeado en forma segura.

f) DISTANCIA DE EXPOSICIÓN: La distancia entre la fuente radioactiva y el personal operativo expuesto, esta deberá ser la máxima posible, sin que por ello dificulte el trabajo.


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g) BLINDAJE: Es una barrera de plomo que se utiliza para atenuar la radiación, de manera que la intensidad de esta no presente un peligro para las personas que estén cerca.

h) RAPIDEZ DE EXPOSICIÓN: Es la exposición por unidad de tiempo. i) EXPOSICIÓN: E una magnitud crecida por medio de la intensidad de radiación o Ɣa

través del efecto que esta produce en el aire. j) ALARA: Concepto que implica que la radiación recibida por el personal al trabajar con

material radiactivo debe ser tan baja como razonablemente se pueda lograr. k) CONTENDOR DE PLOMO: Recipiente donde se almacena material radiactivo para evitar la

propagación de la radiación.

V. REQUISITOS PREVIOS:

1. El personal que ejecute el presente procedimiento deberá conocer el funcionamiento y manejo del detector de radiación ionizante (Geiger Müller).

2. El personal que realice el presente procedimiento deberá conocer las diferentes técnicas y tipos de fuentes y/o materiales radiactivos que son utilizados en el servicio de medicina nuclear.

3. El personal que realice el siguiente procedimiento deberá conocer y aplicar correctamente los principios básicos de la seguridad radiológica.

4. El personal responsable de manejar las fuentes radiactivas deberá estar debidamente acreditado por el encargado de seguridad radiológica.

5. Las áreas donde se utilicen fuentes radiactivas deberán estar debidamente rotuladas para individualizarlas y así minimizar la exposición a la radiación.

VI. MATERIAL Y EQUIPO: Equipo de seguridad básico consistente en bata, guantes, mandil protector, dosímetro, lentes de seguridad. Detector de radiación ionizante (Geiger Müller). Calibrador de dosis. Charola metálicas. Papel absorbente plastificado por una cara. Contenedores para fuentes radiactivas. Pinzas de anillo para manejo de material radiactivo. Mampara. Corral de plomo. Jeringas de plástico desechables. Mandil protector. Contenedor para productos biológicos. Contenedor para material de desechos.

VII. PRECAUCIONES: Para la ejecución segura del presente procedimiento se deberán observar las siguientes condiciones y medidas: 1. El personal deberá conocer, en todo momento, los niveles de radiación presente en el lugar

de trabajo o donde se manejen o manipulen las fuentes de radiación (radiofarmacia o cuarto caliente).


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2. Todas las superficies de trabajos y/o dispositivos de transporte deberán cubrirse o estar cubiertos con papel absorbente plastificado por una cara ( la cara plastificada hacia abajo).

3. Todas las salpicaduras de material deberán de ser limpiadas inmediatamente. 4. Reporte todal inhalación accidental, ingestión, salpicaduras, al Encargado de Seguridad

radiológica. 5. Queda estrictamente prohibido comer, beber o fumar en las áreas donde se utilice el

material radiactivo. 6. Los refrigeradores que contengan isótopos no deberán ser utilizados para almacenar

alimentos y bebidas. 7. Las manos, los zapatos y la ropa del personal responsable de manejar las fuentes

radiactivas deben ser monitoreadas diariamente. 8. Siempre que sea posible, utilice blindaje y distancia. 9. Los contenedores utilizados para los desechos líquidos y/o sólidos deberán estar

debidamente aprobados y señalizados. 10. Los materiales que estén o puedan estar contaminados deberán manejarse siempre con

guantes desechables y nunca con las manos desnudas. 11. Las pipetas deben usarse con dispositivos mecánicos y nunca oralmente. 12. El personal responsable del manejo de los materiales radiactivos deberán lavarse las

manos después de haber manipulado el material, antes de comer al terminar el trabajo.

VIII. RESPONSABILIDADES Del Representante Legal Proporcionar el apoyo al encargado de Seguridad Radiológica para que se tengan todo el instrumental, aparatos así como también todos los accesorios adecuados para la instalación. Del Encargado de Seguridad Radiológica Que vigile y supervise todas las medidas de seguridad radiológica así como que se lleven a cabo todos los procedimientos de protección radiológica, dentro del área restringida. Del grupo de Seguridad Radiológica Es responsabilidad del grupo de seguridad radiológica, que utilice las unidosis individualizadas hacer la recepción del mismo, aplicando los lineamientos de seguridad y protección radiológica. Verificando y supervisando todo y cada uno de los registros que marcan los procedimientos de seguridad radiológica.

IX. INSTRUCCIONES La operación de fuentes radiacitivas es una actividad que implica responsabilidad del operario, conocimientos especializados, adiestramiento y equipo adecuado para la realización de este tipo de actividades. A fin de reducir los riesgos potenciales a la manipulación de material radiactivo se recomiendan seguir las siguientes indicaciones:

1. Antes de iniciar el manejo de las fuentes radiactivas, se deberá monitorear los niveles de radiación en el lugar de trabajo y registrarlos en la bitácora del laboratorio.


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2. Al recibir las unidosis individualizadas se tendrán que registrar en la bitácora de entrada de material con la actividad e isótopo que se está recibiendo, así como el nombre del paciente al cual se le inyectará y el procedimiento del estudio.

3. Se hará la selección del proceso y la técnica de manejo del material radiactivo 4. En la mesa de trabajo colocar el material a utilizar. Este manejo se deberá hacer con

guantes. 5. Los contenedores de donde se tome el material radiacitivos deberán estar colocados

sobre la charola de metal cubierta con papel absorbente para evitar una contaminación y si sucediera así facilitaría la limpieza del área.

6. Asegurarse que los contenedores a utilizar sean el isótopo, cantidad en mCi, hora, nombre del paciente, volumen y procedimiento del paciente a inyectar.

7. Se utilizarán unidosis individualizadas de las Radiofarmacias de distribución o Centralizadas las cuales vendrán en contenedores específicos para el traslado de los materiales radiactivos estériles y libres de pirógenos.

8. La actividad de cada unidosis debe ser actividad mínima posible para el trabajo o estudio que se desee utilizar.

9. Las jeringas que ya se ocuparon y se administraron al paciente estas se devolverán a las Radiofarmacias de distribución o centralizadas para su confinamiento.

10. El personal responsable deberá colocar los materiales de desecho en los contenedores en las cuales vino el material y así poder regresarse a la radiofarmacia.

11. El personal deberá monitorearse las manos, la ropa, los zapatos al cabo de haber usado material radiactivo y posteriormente lavarse las manos.


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MANEJO, TRATAMIENTO, SEGREGACIÓN O DESTINO DE LAS FUENTES EN DESUSO O DE LOS DESECHOS RADIACTIVOS GENERADOS. I. OBJETIVO El presente procedimiento tiene la finalidad de dar a conocer al personal del servicio de medicina nuclear los pasos a seguir para el manejo, tratamiento, segregación o destino de las fuentes de desuso o de los desechos radiactivos generados. II. INTRODUCCIÓN El manejo y clasificación de los desechos radiactivos en el área de radiofarmacia de distribución, se deberá realizar con mucho cuidado por gente capacitada y autorizada por la CNSNS, se dará una capacitación al personal ocupacionalmente expuesto, para la vigilancia radiológica de los niveles de radiación en el área de desechos con el procedimiento que a continuación se explica, las cantidades que se generarán en nuestro Servicio de Medicina Nuclear son cantidades muy pequeñas de material radiactivo, con vidas medias físicas cortas y en algunos casos con vida media físicas medianas.

III. REFERENCIAS

a) Ley Raglamentaria del art. 27 Constitucional en materia nuclear. 4_11-1985 b) Curso Avanzado de Protección Radiológica para Encargados, ININ c) Norma oficial Mexicana NOM-028-NUCL-1996. Manejo de Desechos

Radiactivos en instalaciones que utilizan fuentes abiertas. d) ICRP 60, 1990 e) Handbook of Radiactive Nuclides, Yen Wang; The chemical Rubber Co.

IV. DEFINICIONES a) FUENTE ABIERTA: Todo material radiactivo que durante su utilización pueda entrar en

contacto directo con el medio ambiente. b) FUENTE DE RADIACION IONIZANTE: Cualquier dispositivo o material que emita radiación

ionizante en forma cuantificable. c) DESECHOS RADIACTIVOS: Cualquier materia que contenga o esté contaminado con

radionúclidos o concentraciones o niveles de radiactividad, mayores a las señaladas por la Comisión en la norma técnica correspondiente y para el cual no se prevé uso alguno.

d) ALMACENAMIENTO DE DESECHO RADIACTIVOS: Area ó lugar separado del área de

trabajo donde se almacena material radiactivo para que descienda a los niveles permitidos.


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e) UNIDOSIS INDIVIDUALIZADA: Fuente abierta controlada que contiene en su interior un radiofármaco o un radionúclido con una actividad específica lista para ser inyectada a un paciente para la realización de un estudio denominado Gamagráfico.

f) VIDA MEDIA FÍSICA: Es el tiempo requerido para que un radionúclido pierda el 50% de su

actividad mediante decaimiento radiactivo. Cada radionúclido tiene una vida media física propia.

g) ACTIVIDAD: Es el número de transiciones nucleares espontáneas por unidad de tiempo en

una cantidad dada de material radiactiva. Formalmente, la actividad A, de una cantidad dada de material radiactivo es el cociente de Dn entre DT, siendo Dn el número de transiciones nucleares espontáneas que ocurren en el intervalo dt la unidad de actividad es el becquerel (Bq). Donde 1 Bq = a desintegración /seg= 1Ci= 3.7 x 10 10 desintegraciones

h) TIEMPO DE DECAIMIENTO: Periodo de tiempo que se requiere para que un radioisótopo

reduzca o disminuya su actividad hasta alcanzar los niveles de seguridad necesarias para su disposición final.

i) ALMACEN TEMPORAL: La instalación radiactiva autorizada por la Comisión para

almacenar fuentes de radiación ionizante limitado y que será necesariamente determinado en forma expresa en ka autorización correspondiente.

j) ALMACEN EN TRANSITO: Area utilizada, durante el transporte de material radiactivo en

las que se almacenan embalajes, contenedores, bultos y las zonas no controladas, tales como: área de estacionamiento, estación terminal, cuarto de almacén o patio de carga y descarga.

V. REQUISITOS PREVIOS:

VI. El personal que ejecute el presente procedimiento deberá conocer el funcionamiento y

manejo del detector de radiación ionizante (Geiger Muller). VII. El personal que ejecute el presente procedimiento deberá conocer los diferentes tips de

fuentes y/o materiales radiactivos que son utilizados en el Servicio de Medicina Nuclear. VIII. El personal que realice el presente procedimiento deberá conocer y aplicar correctamente los

principios básicos de la seguridad radiológica IX. El personal responsable de manejar desechos radiactivos deberán estar debidamente

acreditado por la CNSNS. X. Los contenedores donde se guarden los desechos radiactivos deberán estar debidamente

rotulados (Nombre del radionúclido, rapidez de exposición, radionúclidos, fecha y hora . VI. MATERIAL Y EQUIPO

El equipo de seguridad básico consistente en bata, guantes, mandil protector, dosímetro, lentes de seguridad, detector de radiación ionizante (geiger muller, Calibrador de dosis, papel absorbente, contenedores par fuentes radiactivas, mamparas, bolsas de polietileno.


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VII. PRECAUCIONES Para la ejecución segura del presente procedimiento se deberá observar las siguientes condiciones y medidas.

1. El personal deberá conocer en todo momento los niveles de radiación presente en el lugar de trabajo donde se manejes o estén los desechos en espera de ser recogidos por la Radiofarmacia de Distribución o Centralizada.

2. Todas las superficies de trabajo y/o dispositivos deben estar cubiertos con papel absorbente plastificado por una cara ( la cara plastificada hacia abajo) para minimizar el riesgo en un derrame de material radiactivo.

3. Todas las salpicaduras deberán ser limpiadas inmediatamente. 4. Los contenedores utilizados para los desechos deben estar debidamente

aprobados. 5. Los materiales que estén o puedan estar contaminados deberán manejarse

siempre con guantes desechables y nunca con las manos desnudas. 6. El personal responsable en el manejo de material de desecho deberá lavarse las

manos después de haberlas monitoreado y saber que no existe contaminación. 7. El material desechable contaminado como resultado del trabajo diario se

depositará para esperar que la radiofarmacia centralizada o de distribución pase por él.

8. La actividad máxima total permitida de descarga de líquidos radiactivos al drenaje no deberá exceder de 37 GBq (1 Ci ) al año.


Del Representante Legal Proporcionar al Encargado de Seguridad Radiológica todo el apoyo necesario para que se lleve a cabo este procedimiento. Del Encargado de Seguridad Radiológica Que vigile y supervise todas las medidas de Seguridad radiológica así como que se lleven a cabo todos los procedimientos de protección radiológica, cuando se realice este procedimiento. Del grupo de Seguridad Radiológica Es reponsabilidad del grupo de seguridad radiológica que utilice toda la instrumentación, aparatos y accesorios de protección radiológica antes de realizar este procedimiento.

IX. INTRUCCIONES Los desechos radiactivos generados en las instalaciones en donde se use, produzcan, manipulen, procese, traslade, y/o almacene material radiactivo se clasifican entre puntos. DESECHOS RADIACTIVOS SÓLIDOS DESECHOS RADIACTIVOS LIQUIDOS, Y DESECHOS RADIACTIVOS GASEOSOS


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En nuestro caso en particular, se manejarán desechos sólidos y líquidos, los desechos gaseosos no aplican. La disposición del material de desecho radiactivo se hará dependiendo de la cantidad, concentración, tipo de radiación y vida media de este. A fin de reducir los riesgos potenciales durante el manejo y/o disposición de los materiales de desecho radiactivo se manejarán en nuestro Servicio de Medicina Nuclear solamente unidosis individualizadas las cuales los desechos generados se irán a la radiofarmacia de distribución ó centralizada. PROCEDIMIENTO PARA LA VERIFICACIÓN DE LA INSTALACIÓN Objetivo

Establecer los procedimientos e indicaciones de los pasos a seguir en la verificación diaria de las instalaciones de radiodiagnóstico. Referencia Reglamento General de Seguridad Radiológica D.O.F. 22-XI-88. Campo de aplicación El presente procedimiento es aplicable a las instalaciones de medicina nuclear que cuenten con un equipo en el que se genera un haz de radiación ionizante Equipos híbridos SPECT-CT). Responsabilidad El Responsable de Operación y Uso y/o el Técnico radiólogo y/ especializado en medicina nuclear será el responsable de realizar este procedimiento al inicio de la jornada laboral. Requisitos

En caso de encontrarse alguna situación anormal en la instalación, el Responsable de Operación y/o el Técnico radiólogo deberá informar inmediatamente al Encargado de la Seguridad Radiológica, Representante Legal, la Subdirección de Servicios Auxiliares de Diagnóstico y Paramédico y al Servicio de Biomédica; para determinar si existen las condiciones de seguridad suficientes para poder trabajar.

De igual forma, se decidirán las acciones a seguir para corregir lo más pronto posible la anomalía.


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PROCEDIMIENTOS ADMINISTRATIVOS ELABORACIÓN, REVISIÓN Y APROBACIÓN DE LOS PROCEDIMIENTOS Introducción Los registros son todos aquellos documentos a partir de los cuales se pueda establecer un seguimiento de las actividades relacionadas con la Protección Radiológica y el cual estará en todo momento a disposición de la autoridad competente.

I. OBJETIVO

El presente procedimiento tiene la finalidad de dar a conocer al personal del servicio de medicina nuclear los pasos a seguir para la elaboración, revisión y aprobación de los procedimientos utilizados en el Servicio de Medicina Nuclear.

II. REFERENCIAS

a) Handbook of Radiactive Nuclides b) Yen Wang; The chemical Rubber Co. c) Curso Avanzado de protección Radiológica para Encargados, ININ d) ICRP 60. 1990 e) Reglamento de Seguridad Radiológica, D.O.F., 22-11-88, Edición Junio 1998.

III. DEFINICIONES

a) PROCEDIMIENTO: Método para ejecutar diversas acciones en forma

sistemática b) MANUAL DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA: Documento cuyo objetivo es el de

que todas las acciones que involucren fuentes de radiación, se ejecuten bajo normas y procedimientos de protección radiológica adecuados, para reducir las exposiciones ocupacionales y del publico a valores tan bajos como razonablemente pueda lograrse.

c) USUARIO: -Persona a la que se le proporciona o utiliza el servicio que ofrece una institución, servicio o empresa.

IV. REQUISITOS PREVIOS

a) Es responsabilidad de todo el personal del Servicio de Medicina Nuclear el

conocer y aplicar el “instructivo para la preparación de procedimientos de


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seguridad radiológica”, emitido por la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias, revisión 2, agosto 1994.

b) Responsabilidad de todo el personal del servicio de medicina nuclear el conocer y aplicar los procedimientos enlistados en el Manual de Procedimientos de Seguridad Radiológica” Servicio de Medicina Nuclear, ultima revisión.

V. MATERIAL Y EQUIPO

No Aplica

VI. PRECAUCIONES No aplica

VII. RESPONSABILIDADES Del Representante Legal Analizar junto con el Encargado de Seguridad Radiológica los procedimientos y aprobar los mismos antes de enviar a la CNSNS. Dar a conocer los procedimientos Proporcionar al Encargado de Seguridad Radiológica y al Encargado del Servicio de Medicina Nuclear el apoyo necesario para la ejecución de los procedimientos. Del Encargado de Seguridad radiológica Revisar junto con el Grupo de Seguridad Radiológica los procedimientos Vigilar que los procedimientos se realizan siguiendo las instrucciones de este manual. Del grupo de Seguridad Radiológica Vigilar que todos los procedimientos se apliquen correctamente Apoyar al encargado de Seguridad Radiológica para la aplicación de los mismos

VIII. INSTRUCCIONES Para involucrar a todo el personal del servicio de medicina nuclear en la elaboración, revisión y aprobación de los procedimientos de trabajo en el servicio de medicina nuclear antes, durante y después de la jornada de trabajo, se establecen los siguientes pasos. Con base a las funciones operativas y/o administrativas a realizar en el Servicio de

Medicina Nuclear, es responsabilidad de todo el personal administrativo, ( personal, técnico, personal médicos e Ingenieros Biomédicos y Directivos su participación en la elaboración de los diferentes procedimientos.

Es responsabilidad del encargado de Seguridad radiológica, jefe del Servicio de Medicina Nuclear y Director Medico del Hospital, el revisar todos y cada uno de los procedimientos elaborados para su aplicación en el servicio de Medicina Nuclear.

La revisión de los procedimientos se deberá hacer periódicamente por lo menos una vez al año y/o cuando lo amerite el caso.


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Es responsabilidad del Encargado de Seguridad Radiológica, Jefe del servicio de Medicina Nuclear y el director médico deel Hospital, el aprobar todos y cada uno de los procedimientos elaborados para su aplicación en el Servicio de Medicina Nuclear.

La aprobación de todos y cada uno de los procedimientos deberá ser firmada por el jefe de Servicio y Director Médico del Hospital y posteriormente turnada a la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias para su autorización.

Es responsabilidad del encargado de Seguridad Radiológica y Jefe del servicio de Medicina Nuclear, él dará a conocer y publicar todos y cada uno de los procedimientos elaborados para su aplicación por parte del personal del servicio de Medicina Nuclear.

Registros relativos a los equipos productores de radiación ionizantes Las características técnicas y dosimétricas de los equipos son además objeto de la legislación relativa a la garantía de calidad. En este punto, la información a registrar, son las características de los equipos que afecten a la protección radiológica de profesionales, miembros del público y pacientes. El archivo deberá permanecer en la instalación de medicina nuclear durante el periodo de tiempo que la instalación esté en funcionamiento. Una vez realizada la instalación SPEC-CT, la empresa suministradora realizará las pruebas de aceptación en presencia de un especialista Ingeniería Biomédica y/o un Asesor especializado en seguridad radiológica para comprobar que el equipo cumple los requerimientos especificados en el contrato de compra. Se registra también:

• Ubicación del equipo • Tipo: Móvil o fijo • Marca, modelo y número de serie del generador • Marca, modelo y número de serie del tubo de rayos X y fecha de instalación • Factores máximos de técnica: kVp, mA, t. • Resultado de la prueba de aceptación y estado de referencia del equipo • Controles periódicos de calidad • Copia de los certificados de marcado CE de fabricación del equipo


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DETERMINACIÓN DE LAS ZONAS RESTRINGIDAS CONTROLADAS Y NO CONTROLADAS

I. OBJETIVO

El presente procedimiento tiene la finalidad de dar a conocer al personal del Servicio de Medicina Nuclear la determinación y localización de las zonas restringidas, controladas y no controladas dentro del Servicio de Medicina Nuclear. Además se establecerán los lineamientos de acceso, circulación y estancia en cada una de las zonas.

II. REFERENCIAS

a) Handbook of Radiactive Nuclides. Yen Wang: The chemical Rubber Co. b) ICRP 60. 1990 c) ICRU 38 d) Curso Avanzado de Protección Radiológica para ESR, ININ

III. DEFINICIONES

a) ZONA RESTRINGIDA: Es la zona sujeta a supervisión y controles especiales,

con fines de protección radiológica en donde se encuentra la radiofarmacia y el almacén de material, solo puede entrar el personal autorizado por el Encargado de Seguridad Radiológica.

b) ZONA CONTROLADA: Es la zona sujeta a supervisión y controles especiales

con fines de Protección Radiológica.

c) ZONA NO CONTROLADA: Area la cual es accesible a cualquier tipo de persona.


a) Es responsabilidad de todo el personal del servicio de Medicina Nuclear el conocer y aplicar

los procedimientos enlistados en el Manual de Procedimientos de Seguridad Radiológica del servicio de Medicina Nuclear, última revisión


El equipo de seguridad básico consiste en bata, guantes, lentes de seguridad y dosímetro personal. Detector de radiación ionizante (Geiger Muller), plano o croquis de localización de áreas, señalamientos y rótulos.


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VI. PRECACUCIONES

1. Para la ejecución segura del presente procedimiento, se deberán observar las siguientes condiciones y medidas:

a. Es responsabilidad de todo el personal que labora en el servicio de Medicina Nuclear u Hospital el portar en un lugar visible la identificación o gafete correspondiente.

b. Es responsabilidad de todos los pacientes, visitantes y/o proveedores, registrarse en el control de personal y portar en un lugar visible el gafete de identificación que le será entregado por el personal de vigilancia y/o administrativo.

c. Debido al riesgo potencial de radiación en las áreas, queda prohibida la entrada a menores de edad y mujeres embarazadas a las zonas identificadas como restringidas y controlada.

d. Es responsabilidad del Encargado de Seguridad Radiológica el señalar con letreros y rótulos claramente visibles las áreas de acceso, circulación y estancias así como las zonas restringidas, controladas y no controladas.

e. Es responsabilidad del Encargado de Seguridad radiológica establecer y señalar los tiempos máximos de permanencia o estancia en cada una de las zonas.

VII. RESPONSABILIDADES

Del Representante Legal Proporcionar al Encargado de Seguridad Radiológica el apoyo necesario para la ejecución del procedimiento. Del Encargado de Seguridad Radiológica Vigilar que existan los señalamientos de advertencia y que se respeten. Del grupo de Seguridad radiológica Vigilar que existan los señalamientos de emergencia y que se respeten

VIII. INSTRUCCIONES Debido al riesgo potencial de radiación en cada una de las diferentes áreas DEL SERVICIO

DE Medicina Nuclear es necesario que todo el personal del servicio así como cualquier visita pueda identificar plenamente cada una de las áreas que lo componen para lo anterior se establece lo siguiente:

i. Las diferentes áreas indicarán en un plano o croquis del servicio que se localizará en la entrada, recepción de materiales y pasillo.

ii. Todo el personal de área en Medicina Nuclear deberá estar instruido sobre las restricciones y sobre las situaciones únicas, en las que podrán tener acceso a ellos personas ajenas al servicio.

iii. Las diferentes zonas del Servicio de Medicina Nuclear se identificarán en el plano o croquis de la siguiente manera.

ZONA COLOR


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RESTRINGIDA: Cuarto caliente o radiofarmacia y almacén de material en decaimiento.

ROJO

CONTROLADA: (Sala De gammagrafía), pasillo, sala de espera de paciente en estudio y aplicación de dosis.

AMARILLO

NO CONTROLADA: (Recepción y/o control de pacientes, área secretarial, sala de médicos, oficina del jefe de servicio, sanitarios y cuarto de aseo)

VERDE

El personal con acceso a cada una de las áreas se establece de la siguiente manera:

ZONA PERSONAL CON ACCESO RESTRINGIDA Personal asignado al Servicio de

medicina Nuclear (médica, técnicos y personal de limpieza)

CONTROLADA Médicos, enfermeras, camilleros, pacientes sujetos a estudio de diagnóstico. Cualquier otra persona por razones justificadas y bajo conocimiento y autorización del Encargado de Seguridad Radiológica.

NO CONTROLADA Familiares y Público en general Seguridad física en las zonas controladas Objetivo Descripción de las medidas de seguridad que debe seguir todo el Personal Ocupacionalmente Expuesto (POE) dentro de las zonas controladas para garantizar su propia seguridad, la de los pacientes, de la instalación y la del público en general. Campo de aplicación El presente procedimiento es aplicable a la instalación del servicio de medicina nuclear del Instituto Nacional de Rehabilitación el cual cuenta con un equipo en el que se genera un haz de radiación ionizante (equipo híbrido SPECT-CT). Responsabilidad Todo el POE está obligado a cumplir estrictamente los lineamientos aquí dispuestos. Recomendaciones

El POE deberá portar su dosímetro siempre que se encuentre trabajando en zonas controladas.

Deberá existir al menos un extinguidor disponible en el área


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En un lugar visible, en la sala de control, se colocarán los teléfonos de emergencia y el teléfono (o extensión) del Responsable de operación de la instalación, del Responsable de la Protección Radiológica y/o del Titular.

En la sala de gammagrafía no se almacenarán materiales y/o equipo que pertenezcan a otras áreas.

Las salas de gammagrafía y de control deberán tener lo mínimo necesario para el manejo del paciente: material de curación, sábanas, almohadas, etc.

Precauciones

En caso de que se tenga la visita de público a las zonas controladas, por ejemplo, médicos residentes, enfermeras, estudiantes, etc., éstas se harán únicamente cuando no se estén emitiendo rayos X. Las visitas siempre se harán bajo la vigilancia del POE y previa autorización del Responsable de operación, del Encargado de la Protección Radiológica y/o el Titular

Los técnicos radiólogos deberán tener acceso a una línea telefónica para utilizarla en caso de emergencia.

La sala de gammagrafía contará con una ventana blindada y 2 cámaras de vigilancia, por la que podrá ser observado el paciente en todo momento desde la sala de control.

Tomografía computarizada Acceso a zonas controladas Objetivo Describir los mecanismos mediante los cuales se controlará el acceso a las zonas controladas de la instalación. Campo de aplicación El presente procedimiento es aplicable a las instalaciones de medicina nuclear que cuenten con un equipo en el que se genera un haz de radiación ionizante. Recomendaciones

Antes de comenzar los tratamientos de los pacientes, el médico y/o el técnico radiólogo o técnico en medicina nuclear informarán a los familiares del paciente que sólo podrán permanecer en la sala de espera durante su estancia. Señalización En el exterior de la sala de las puertas principales de acceso a la sala de gammagrafía deberá existir un indicador de luz roja que indique que el generador está encendido y por consiguiente puede haber exposición. Dicho dispositivo deberá estar colocado en lugar y tamaño visible, junto a un letrero con la leyenda: “Cuando la luz este encendida sólo puede ingresa personal autorizado”


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Seguridad Las puertas de la sala de gammagrafía y de control deberán estar cerradas con llave cuando ningún POE esté trabajando dentro de ellas, así permanecerán durante los días no laborables. Existirán dos copias de cada llave, una la tendrá el POE y la otra deberá ser guardada por el responsable de operación y uso de la instalación. PROCEDIMIENTO PARA EL SEGUIMIENTO DE NORMAS GENERALES EN ZONAS CON RIESGO RADIOLOGICO tomografía computarizada Normas generales en zonas con riesgo radiológico Acceso a zona controlada El acceso a las zonas controladas estará restringido a personas debidamente autorizadas, es decir, a trabajadores expuestos adscritos a ese lugar y con conocimiento de las normas a aplicar y el riesgo existente en el mismo además de ser autorizadas por la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias. Equipamiento y material En la zona controlada existirán a disposición de los trabajadores expuestos

• Los medios de protección adecuados para evitar en lo posible la irradiación externa. • Material específico que sea necesario para resolver una emergencia.

El representante legal del Instituto es el responsable de que se cumpla lo establecido en la legislación aplicable y en la documentación oficial de la instalación, y de que esto se realice con la supervisión del Responsable de la operación y funcionamiento del establecimiento, o en su defecto, del Encargado de Seguridad Radiológica.


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DETERMINACIÓN DE LOS LIMITES Y NIVELES DE REFERENCIA

I. OBJETIVO El presente procedimiento tiene la finalidad de dar a conocer al personal de Servicio de medicina Nuclear el límite de equivalencia de dosis y los niveles de referencia.

II. REFERENCIAS

a) Reglamento General de Seguridad Radiológica D.O.F. 28-11-88, Edición Junio 1998. b) ICRU 38 c) ICRP 60 d) Handbook of Radiactive Nuclides e) Curso Avanzado de protección radiológica para Encargados, ININ.

III. DEFINICIONES

a) LIMITES: Se define con el valor de magnitud el cual no deberá ser rebasado b) NIVEL DE REFERENCIA: Es el valor a partir del cual se determina un procedimiento

determinado.

c) DOSIS ABSORBIDA: La energía depositada por la radiación ionizante en la materia, técnicamente, la dosis absorbida D, se define como el cociente de dE entre dm, donde dE es la energía promedio depositada por la radiación ionizante en una masa dm.La unidad es el gray (Gy) Donde; 1 J Kg –1 ( 1 rad_ 10 –2 J /Kg).

d) EQUIVALENTE DE DOSIS: Con fines de protección radiológica se ha encontrado

conveniente introducir una magnitud física que correlaciona la dosis absorbida con los efectos deletéreos más importantes de la exposición a la radiación, en particular con los efectos

e) Estocásticos tardíos. El equivalente de dosis es la cantidad que resulta de la ecuación:

H=DQN, donde D es la dosis absorbida en GY, Q es el factor de calidad y N es el producto de todos los demás factores modificantes, tomándose por ahora UN VALOR PARA n IGUAL A LA UNIDAD. El nombre especial para la unidad de equivalente de dosis es el sievert (Sv).El rem puede ser usado temporalmente.

f) EQUIVALENTE DE DOSIS EFECTIVO: El equivalente de dosis efectivo, HE, es la

suma ponderada de los equivalentes de dosis para los diferentes tejidos HT, tanto por irradiación externa como por incorporación de radionúclidos. Se define como:

HE= ΣWTHT


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Donde Wt son los factores de ponderación f) EQUIVALENTE DE DOSIS EFECTIVO COMPROMETIDO: El equivalente de dosis efectivo

comprometido. HE-so. Resultante de una incorporación de material radiactivo, es el equivalente de dosis efectivo que se acumulará durante 50 años, como resultado de la incorporación.

g) DOSIS DE UMBRAL: El valor de las dosis por debajo del cual se considera que un efecto

no estocástico determinado no se manifiesta. h) LIMITE ANUAL DE INCORPORACIÓN: Es el límite secundario para la irradiación

ocupacionalmente interna, y es el valor menor de la incorporación de un radionúclido determinado en un año por el hombre de referencia que se traducirá bien en un equivalente de dosis efectivo comprometido de 50 MsV ( 5 Rem) o bien, en un equivalente de dosis comprometido en el cristalino de 150 mSv (15 Rem) o en un equivalente de dosis comprometido en cualquier otro órgano o tejido de 500 mSv (50 Rem).

i) INDICES DE EQUIVALENTE DE DOSIS: En el caso de irradiación externa del cuerpo

entero, se aplican los conceptos de:

a. INDICE SUPERFICIAL DE EQUIVALENTE DE DOSIS: El índice superficial de equivalente de dosis His en un punto, es el equivalente de dosis máximo dentro del volumen comprometido entre 0.07 mm y 1 cm, medidos a partir de la superficie de una esfera de 30 cm de diámetro centrada en ese punto y formada por material equivalente a tejido blando con una densidad de 1 g/ cm-3

b. INDICE PROFUNDO DE EQUIVALENTE DE DOSIS: El índice profundo de

equivalente de dosis Hi.p. es el equivalente de dosis máximo dentro del núcleo de 28 cm de diámetro, inscrito en una esfera de 30 cm de diámetro centrada en ese punto y formada por material equivalente a tejido blando y con una densidad de 1 g cm-3.

j) LIMITES: Los límites podrán ser primarios, secundarios, derivados y autorizados. Los

niveles de referencia podrán ser de registro, investigación e intervención. k) EFECTO ESTOCASTICO: Son aquellas en que la severidad del efecto secundario como

función de la dosis que exista una dosis umbral y se manifiesta tanto en el individuo como en su descendencia.

l) EFECTO NO ESTOCASTICO: Son aquellos en los que la severidad del efecto es función

de la dosis y se presentan a partir de un valor umbral y se manifiesta en el individuo expuesto.

m) NIVEL DE REGISTRO: Es el valor definido por la Comisión para el equivalente de dosis,

equivalente de dosis efectivo a la incorporación de radionúclidos, por encima del cual la


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información tiene el interés suficiente, después el punto de vista de la Seguridad Radiológica por su registro y conservación.

n) NIVEL DE INVESTIGACIÓN: Es un valor del equivalente de dosis, del equivalente de dosis

efectivo o de la incorporación , que se considera suficientemente importante para justificar una investigación de las mismas por lo que se rebasó.

o) NIVEL DE INTERVENCIÓN: Es el valor previamente establecido para cual gran magnitud

usada en seguridad radiológica, que de superarse indica situación que se tomarán medidas correctivas.


a) El diseño, planificación y uso de las fuentes radiactivas que se utilizaran en este Servicio,

se realizarán de tal manera que se aseguren que las exposiciones se mantengan tan bajas como razonablemente pueda lograrse.

b) Tener establecido los límites y niveles de referencia para aplicar el sistema de limitación de dosis. Los niveles de referencia que se refieran en los de registro, investigación e intervención.


El equipo de seguridad radiológica básico: consistente en bata, guantes, lentes de seguridad y dosímetro personal. VI. PRECAUCIONES

a) Ninguna persona deberá recibir un equivalente de dosis que exceda de los límites indicados

en este documento. b) Las mujeres ocupacionalmente expuestas que se encuentren en periodo de gestación o de

lactancia no deberán trabajar en lugares donde exista riesgo de incorporación de materiales radiactivos.

c) Los estudiantes que por naturaleza del aprendizaje deben realizar experimentos con fuentes de radiación ionizante serán considerados como individuos del público, sin embargo ´solo se permitirá que reciban la décima parte de los límites establecidos en este reglamento para los individuos del público.

d) Los estudiantes lleven cursos a nivel profesional o técnico, cuya finalidad sea la capacitación para el uso de fuentes de radiación ionizante, estas van sujetas a las siguientes reglas. Si tienen 18 años o más serán considerados como personal ocupacionalmente expuestos y por lo tanto sujetos a los límites de equivalentes de dosis anuales correspondientes a esa cantidad, establecidas en este documento y si son menores de 18 años, pero mayores de 16 años serán considerados como personas ocupacionalmente expuestos, sin embargo no podrán recibir anualmente en equivalente de dosis a cuerpo entero superior a 15 mSV (1.5 rem).

e) Fuera de los casos a que se refiere el punto anterior ninguna persona menor de 18 años podrá ser considerada como ocupacionalmente expuesto.


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f) Toda persona considerada como personal ocupacionalmente expuesto estará sujeta a las obligaciones de supervisión y vigilancia individual, médica y por laboratorio principalmente biometría hemática, química sanguínea y general de orina.

g) Las personas no ocupacionalmente expuestas que laboran en la proximidad de las zonas controladas que ocasionalmente en el curso de su trabajo entren en una zona controlada, son consideradas como individuos del público.

h) La irradiación que reciban las mujeres ocupacionalmente expuestas con capacidad reproductiva deberán distribuirse lo más uniformemente posible en el tiempo, con el objeto de proteger el embrión durante el período de órgano génesis antes de conocerse el embarazo.

i) En el caso de que el personal participe en proceso de irradiaciones planeadas deberán ser consultados por la planeación de las operaciones a realizar, informando de los riesgos, contar con la conformidad escrita del Encargado de Seguridad radiológica y prevista del equipo de seguridad radiológica adecuados. El titular del servicio deberá justificar previamente ante la Comisión cualquier irradiación planeada.

j) El personal que participe en las operaciones de emergencia deberá ser de preferencia voluntarios mayores de 45 años, no podrán participar mujeres con capacidad reproductiva ni estudiantes estar informados de los riesgos y contar con la conformidad escrita del Encargado de Seguridad radiológica y ser previstos del equipo de Seguridad radiológica y evitar procreación durante 6 meses posteriores cuando la dosis efectiva sea de 1 Sv (100 rem) o mayor.

k) Es responsabilidad del personal ocupacionalmente expuesto el conocer sobre todos los procedimientos señalados por la operación de fuentes radiactivas.

VII. INSTRUCCIONES a) Con el objeto de mantener una vigilancia permanente de las tendencias del equivalente de

dosis recibida por el personal ocupacionalmente expuestos y poder optimizar las condiciones de seguridad en el trabajo, deberá llevarse un registro del equivalente de dosis mensual, del acumulado durante los 12 meses anteriores y del total acumulado durante la vida laboral del personal ocupacionalmente expuesto (POE), de los cuales tendrá que ser informado.

b) Toda irradiación recibida por el POE deberá asentarse en el registro del equivalente de dosis del individuo.

c) Para el POE, el límite del equivalente de dosis efectivo anual HE, L para los efectos estocásticos es de 50 mSv ( 5 rem).

d) Para el POE, el límite de equivalente de dosis anual para los efectos no estocásticos es de 500 (50 rem), independiente de que si los tejidos son irradiados en forma aislada o conjuntamente con otros órganos con excepción del cristalino para lo cual se establece un límite de 150 mSv (15 rem).

e) Para las mujeres consideradas POE que se encuentran embarazadas sólo podrán trabajar en condiciones en donde la probabilidad de que reciban un equivalente de dosis anual mayor de 15 mSv (1.5 rem) sea muy bajo.

f) El límte para el control de los efectos estocásticos se expresa en función del equivalente de dosis efectiva, debiéndose cumplir.


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g) Los límites de equivalentes de dosis serán individuos del público o del personal no ocupacionalmente expuestos, son la décima parte de los límites establecidos del POE, o sea 5 mSv.

h) En caso de exposiciones planeadas, en un solo evento no se debe recibir más del doble del límite de dosis equivalente anual establecido (100 mSv) por operación incluyendo indicaciones externas ó internas.

i) En la vida del POE, tanto por radiaciones externas como internas no sobrepase de 5 veces el límite (250 mSv en toda la vida).

j) En caso de operaciones de emergencia que tengan por objeto salvar vidas o evitar la irradiación de un gran número de personas, el límite estimado del equivalente de dosis efectiva será de 1 Sv (100 rem). En el caso de manos y antebrazos será de 3 Sv (300 rem). Estas indicaciones de emergencia deberán limitarse a una sola vez en la vida.

VIII. RESPONSABILIDADES Del Representante Legal Proporcionar a todo el personal ocupacionalmente expuesto dosímetro personal Del Encargado de Seguridad radiológica Vigilar que todo el personal ocupacionalmente expuesto porte su dosímetro personal así también aquellos que manipulan fuentes abiertas su dosímetro . Del grupo de seguridad radiológica Portar su dosímetro personal antes de comenzar su jornada. IX. LIMITES PARA EL SERVICIO DE MEDICINA NUCLEAR

Para nuestro Servicio de Medicina Nuclear se tendrán los siguientes límites de equivalentes de dosis: Límite anual de equivalente de dosis para el personal ocupacionalmente expuesto que será de 20 mSv anual. Con lo que se debe optimizar su control y vigilancia. El nivel de registro tendrá un valor de 0.30 mSv/mensual, ya que es la lectura mínima que puede registrarse un dosímetro termoluminiscente. El nivel de investigación será de 0.50 mSv/mes, para el personal que realiza el procedimiento de inyección al paciente de los distintos isótopos y radiofármacos , y de los que adquieren y procesan los estudios en condiciones normales será de 0.30 mSv/mes. El nivel de intervención será el doble de investigación, es decir para el personal ocupacionalmente expuesto que realiza el procedimiento de inyección al paciente de los isótopos y radiofármacos sera de 0.9 mSv/mes y para el que procesa y adquiere los estudios será de 0.70 mSv/mes.


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Vigilancia y control de la radiación externa (Tomografía Computarizada) Es el conjunto de medidas que deben establecerse con objeto de comprobar experimentalmente, y con la periodicidad necesaria, que tanto las dosis recibidas, como los niveles de riesgo existentes, están dentro de los límites correspondientes a cada zona. Dicha vigilancia incluye el levantamiento de niveles y la dosimetría personal. Vigilancia de las áreas de trabajo se divide en tres categorías:

1. De rutina. Asociado a las operaciones habituales o cotidianas.

Durante la vigilancia de rutina en el puesto de trabajo debe realizarse para confirmar que dicho trabajo se realiza satisfactoriamente. 2. Operacional. Proporciona información sobre un procedimiento en particular.

Se realizará para estimar el riesgo asociado con procedimientos de trabajo

determinados. 3. Especial. Se aplicará a una situación en la que se sospecha anomalía.

Se practicará cuando no haya información suficiente sobre una situación especial para decidir las medidas de seguridad a tomar. O bien, en la aplicación de un procedimiento en circunstancias especiales

Niveles de actuación Se deberán definir niveles de actuación en términos de tasa de dosis de radiación, de manera que en caso de alcanzarse, se tomen las medidas de investigación o de intervención necesarias: �

El nivel de registro será el promedio mensual de la dosis recibida por el POE del Centro, el cual es de 0.75 mSv.

El nivel de investigación será mayor a 1 mSv y será menor a 2mSv mensuales. El nivel de intervención se da cuando el personal ocupacionalmente expuesto recibe en

cualquier mes una dosis mayor a 3 mSv, se considera una situación anormal que requiere de aplicación de medidas correctivas en los procedimientos utilizados en el manejo del equipo.

En todos los casos se observará el criterio ALARA.


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PROCEDIMIENTOS DE EMERGENCIA SEGURIDAD FÍSICA EN LA ZONA DE ALMACENAMIENTO Y USO DE LAS FUENTES DE RADIACION IONIZANTE

I. OBJETIVO El presente procedimiento tiene la finalidad de dar a conocer al personal del Servicio de Medicina Nuclear los pasos a seguir para la seguridad física en las zonas de almacenamiento y usado de las fuentes de radiación ionizante.

II. REFERENCIAS

a) Reglamento General de Seguridad Radiológica, D.O.F. 22-11-88. Edición Junio 1998. b) Handbook of Radiactive Nuclides c) Ley reglamentaria del art. 27 constitucional en material Nuclear publicado el 4 de

febrero de 1985 en el D.O.F. d) Curso avanzado de protección radiológica para encargados. ININ

III. DEFINICIONES

a) FUENTE DE RADIACION IONIZANTE: Cualquier dispositivo o material que

emita radiación ionizante en forma controlada. b) ALMACENAMIENTO TEMPORAL: La instalación radiactiva autorizada por la

CNSNS para almacenar fuentes de radiación ionizante por un tiempo limitado y que será necesariamente determinado en forma expresa la autorización correspondiente.

c) PERSONAL OCUPACIONALMENTE EXPUESTO: Aquel que en ejercicio y con motivo de su ocupación está expuesto a radiación ionizante o a la corporación de material radiactivo. Quedan excluidos los trabajadores que ocupacionalmente en el curso de su trabajo puedan estar expuestos a este tipo de radiación, siempre que el equivalente de dosis efectivo anual que reciban no exceda el límite establecido en este reglamento para el público.


a) Es responsabilidad de todos el personal del servicio de medicina nuclear el conocer y

aplicar los procedimientos de almacenamiento y uso de las fuentes de radiación ionizante, que se encuentran descritos en el Manual de Procedimientos de Seguridad Radiológica del Servicio de Medicina Nuclear Ultima revisión.

b) Es responsabilidad del personal del servicio de Medicina Nuclear, conocer el funcionamiento y uso correcto del detector de radiación ionizante.


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c) El personal responsable de manejar fuentes radiactivas debe de estar debidamente acreditado por el Encargado de Seguridad Radiológica.

d) El equipo que este en contacto con la fuente radiactiva deberá conocer los diferentes tipos de fuentes y/o material radiactivo que son utilizados en el servicio de Medicina Nuclear.

e) El área física de radiofarmacia así como el almacén de material en decaimiento de servicio de medicina Nuclear, fue construido bajo las normas establecidas por la CNSNS, siguiendo todos los requerimientos que se aplican.

V. MATERIAL YEQUIPO

Son el equipo de Seguridad básico consistente en bata, guantes, lentes de seguridad y dosímetro personal., detector de radiación ionizante (Geiger Muller), plano o croquis de localización de áreas, señalamientos, rótulos y corras blindado ó caja de guantes, mampara blindada en forma de L.

VI. PRECAUCIONES Para la ejecución segura del presente Procedimiento, se deberán observar las siguientes condiciones y medidas.

a) Es responsabilidad de todo el personal que labora en el servicio de Medicina Nuclear u Hospital, el portar en un lugar visible la identificación o gafete correspondiente que los acredite como tal.

b) Debido al riesgo potencial de radiación en las áreas, queda prohibida la entrada a menores de edad y mujeres embarazadas a las zonas identificadas como restringida y controlada.

c) Es responsabilidad del encargado de seguridad Radiológica el señalizar con letreros y rótulos claramente visibles las áreas de acceso, circulación y estancia así como las zonas restringidas, controladas y no controladas.

d) Es responsabilidad del encargado de seguridad radiológica establecer y señalizar los tiempos máximos de permanencia o estancia en cada una de las zonas.

e) Para evitar la pérdida o sustracción indebida del material radiactivo, el área del cuarto caliente (Radiofarmacia) deberá contar con los elementos de seguridad necesarios así como de una cerradura sistema de cierra que solamente pueda ser abierto por el personal asignado al área (técnico, médico de turno y/o Encargado de seguridad Radiológica).

f) Es responsabilidad del personal del Servicio de Medicina Nuclear el uso correcto del equipo de seguridad básico.

g) Es responsabilidad del personal de seguridad radiológica verificar los niveles de radiación de manera rutinaria (al inicio y término de cada jornada de trabajo)

h) Antes de utilizar el detector de radiación ionizante, el personal deberá verificar el funcionamiento y calibración ó validez del aparato.

VII. RESPONSABILIDADES

Del Representante Legal: b) Proporcionar el apoyo necesario al Encargado de Seguridad Radiológica para la

ejecución de este procedimiento.


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Del Encargado de Seguridad Radiológica: b) Asegurarse de que el material radiactivo que llegue a la instalación cumpla con las

normativas y lineamientos de protección radiológica y que a su vez se almacene bajo los procedimientos de seguridad radiológica especificados en este manual.

Del grupo de Seguridad Radiológica: b) Llevar a cabo este procedimiento

VIII. INSTRUCCIONES Debido al riesgo potencial de radiación en cada una de las diferentes áreas del servicio

de Medicina Nuclear, es necesario que todo el personal del servicio observe el siguiente procedimiento. a. El médico y técnico en turno serán los responsables de recibir, registrar,

contabilizar, dosificar y entregar el material radiacitivo diariamente y durante el turno de trabajo.

b. Para la inyección de las dosis se cuenta con una mesa de trabajo especialmente diseñada y blindada para tal fin, así como una mampara protectora de radiación.

c. Al término de la jornada de trabajo, el médico y técnico deberán verificar que no exista contaminación en el área de trabajo así como en el Personal Ocupacionalmente Expuesto.

d. Al término de cada jornada de trabajo, el Encargado de Seguridad radiológica deberá verificar y registrar en la bitácora correspondiente los niveles de radiación en las zonas y/o puntos indicados para ello.

e. El manejo así como los métodos de Seguridad radiológica para los diferentes materiales radiactivos utilizados en el servicio de Medicina Nuclear, se apegaron en todo momento a los criterios establecidos en el Manual de seguridad Radiológica” del servicio así como al criterio de ALARA y a los cursos de capacitación de seguridad radiológica.


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INSPECCIONES Y AUDITORIAS INTERNAS

I. OBJETIVO Cumplimiento del permiso, licencia, autorización, original y copia de los documentos que lo contengan para poder disponer de ellos, para que se puedan presentar durante las auditorias, inspecciones, verificaciones y reconocimientos que maneje la CNSNS.

II. REFERENCIAS


III. DEFINICIONES

a) INSPECCIONES: El examen de las condiciones de seguridad física y radiológica de una

instalación radiactiva, sus sistemas, equipos y la aplicación de los procedimientos de operación, documentos y registros.

b) AUDITORIA: El examen de los registros, documentos, programas y procedimientos relacionados con la seguridad radiológica de la instalación radiactiva, así como del inventario del material radiactivo o los equipos que contengan conforme a lo establecido en la autorización, permiso o licencia correspondiente, así como las disposiciones de este reglamento.


a) El servicio deberá haber tramitado y obtenido la licencia para la prestación de servicios con fuentes de radiación ionizante, manteniendo dicho documento en el servicio y donde se señalan las condiciones especiales a cumplir para el personal del servicio así mismo se deberá contar con registros, procedimientos relacionados con la seguridad radiológica, así como un inventario de material radiactivo.


No aplica

VI. PRECAUCIONES

a) Los inspectores de la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y salvaguardias, para la práctica de inspecciones y/o auditorias deberán identificarse debidamente y estar previstos de las órdenes respectivas de la Comisión.


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b) Las ordenes deberán cumplir con los siguientes requisitos: 1. Constar por escrito 2. Señalar autoridad que lo emite 3. Estar fundamentada y motivada y expresar la resolución, objeto o propósito 4. Ostentar la firma del funcionario competente 5. Señalar el lugar o lugares donde deben efectuarse 6. Contener el nombre de la persona que deban efectuarse 7. Mencionar la fecha en que deben efectuarse la auditoria

VII. INSTRUCCIONES El personal autorizado de la Comisión para las inspecciones y/o auditorias se les

deberá permitir el acceso a los lugares, establecimientos y equipos objeto de dicha diligencia.

Las visitas de inspección y/o auditorias se practicarán en días y horas hábiles u otro horario si esta expresado en la orden que expida la comisión.

Se le otorgará a los inspectores todas las facilidades, se les proporcionará la información y se les presentará la documentación que requieren y podrán hacer pruebas y operaciones o toma de muestras para los análisis pertinentes.

Al finalizar la inspección y7o auditoria deberá dejar copia del acta en donde conste dicha diligencia para que en caso, corregir las anomalías y/o disfunciones encontradas en los planos sentados y/o enviar a la comisión por escrito observaciones al acta dentro del plazo señalado de 10 días hábiles.

El contenido del acta será el señalado por la CNSNS.


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PROCEDIMIENTO PARA ACTIVAR EL PLAN DE EMERGENCIA

I. OBJETIVO El presente procedimiento tiene la finalidad de dar a conocer al personal del servicio de Medicina Nuclear los pasos para activar el plan de emergencia en caso de una contingencia.

II. REFERENCIAS

a) Handbook of Radiactive Nuclides b) Yen Wang; The chemical Rubber Co. c) Curso Avanzado de protección Radiológica para Encargados, ININ d) ICRP 60. 1990 e) Reglamento de Seguridad Radiológica, D.O.F., 22-11-88, Edición Junio 1998. f) ICRU 38

III. DEFINICIONES

a) EMERGENCIA: Acto omisión, situación o suceso que ocasiona un riesgo importante y par

cuyo control o eliminación es necesario emprender acciones correctivas inmediatas.


a) Es responsabilidad de todo el personal del servicio de medicina nuclear el conocer y aplicar los procedimientos de almacenamiento y su de las fuentes de radiación ionizante, que se encuentran descritos en el Manual de Procedimientos de Seguridad radiológica” del Servicio de Medicina Nuclear., última revisión.

b) Es responsabilidad del personal del Servicio de Medicina Nuclear, conocer el funcionamiento y uso correcto del detector de radiación ionizante.

c) El personal responsable de manejar fuentes abiertas debe de estar debidamente acreditado por el Encargado de Seguridad Radiológica.

d) El personal que esté en contacto con una fuente radiactiva deberá conocer los diferentes tipos de fuentes y/o material radiactivo que son utilizados en el servicio de medicina Nuclear.

e) El personal del servicio de medicina Nuclear deberá conocer las disposiciones de seguridad para cada una de las áreas, así como el estar familiarizado con la localización y uso de los diferentes equipos de seguridad (extintores, tomas de agua, salidas de emergencia, etc).


Equipo de Seguridad básico consistente en bata, guantes, lentes de seguridad y dosímetro personal, detector de radiación ionizante (Geiger Muller), plano croquis de localización de áreas, Señalamientos y rótulos, artículos de limpieza como jabón, detergente, toallas


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desechables etc, toallas de papel de material absorbente, bolsas de polietileno, Neutralizadores de material radiactivo.

VI. PRECAUCIONES PARA LA EJECUCIÓN SEGURA DEL PRESENTE PROCEDIMIENTOS, SE DEBERAN OBSERVAR LAS SIGUIENTES CONDICIONES Y MEDIDAS.

a) Es responsabilidad de todo el personal que labora en el servicio de Medicina Nuclear u hospital, el portar en un lugar visible la identificación o gafete correspondiente que lo acredite como tal.

b) Debido al riesgo potencial en áreas, queda prohibida la entrada a menores de edad y mujeres embarazadas a las zonas identificadas como restringida y controlada .

c) Es responsabilidad del Encargado de Seguridad Radiológica el señalizar con letreros y rótulos claramente visibles las áreas de acceso, circulación y estancia así como las zonas restringidas, controladas y no controladas.

d) Es responsabilidad del Encargado de Seguridad Radiológica el señalizar con letreros y rótulos claramente visibles los diferentes equipos de seguridad como extintores, tomas de agua, salidas de emergencia, etc.

e) Es responsabilidad del personal del Servicio de Medicina Nuclear el uso correcto del equipo

f) de seguridad básico. g) Antes de utilizar el detector de radiación ionizante, el personal deberá verificar el

funcionamiento y calibración o validez del aparato. h) Queda prohibido el permanecer innecesariamente en las áreas de manejo de

material radiactivo y/o zona de emergencia.

VII. RESPONSABILIDADES Del Representante Legal Dar a conocer los procedimientos de emergencia a todo el personal ocupacionalmente expuesto Del Encargado de Seguridad Radiológica Entrenar a todo el personal ocupacionalmente expuesto y dar a conocer los procedimientos de emergencia Que estos procedimientos se encuentren en un lugar visible y que todo el personal ocupacionalmente expuesto tenga conocimiento del lugar donde se encuentra. Del grupo de Seguridad Radiológica Apoyar al Encargado de Seguridad Radiológica en cualquier evento anormal que pudiera ocurrir.


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VIII. INTRUCCIONES El siguiente procedimiento escrito a continuación deberá ser aplicado en caso de que exista un accidente o incidente en el cual se involucre material radiactivo. Cuando ocurra un derrame o accidente que contamine un área se deberá proceder de la siguiente forma: Cierre puertas y ventanas Apague ventiladores y equipos de aire acondicionado Abandone el cuarto dejando los zapatos en la puerta Toda ropa contaminada debe ser removida al mismo tiempo La ropa y todos los materiales deberán depositarse en un cesto de plástico, el cual

deberá ser monitoreado con el detector de radiación ionizante. Si el nivel de radiación detectado en los materiales depositados en el cesto de plástico,

es mayor que el nivel aceptable se deberá etiquetar el cesto de plástico con el nivel de exposición y ser transferido al almacén de materiales en decaimiento hasta que decaiga a los niveles aceptables (fondo).

Cierre la puerta con llave y tape grietas o hendiduras con cinta adhesiva. Inmediatamente se deberá dar aviso al Encargado de Seguridad Radiológica. Efectúe la descontaminación de acuerdo al siguiente plan, considerando el material

derramado y las instalaciones. Plan para tratar salpicaduras menores (gotas) En la manipulación de material radiactivo, sobre todo al trabajar con el objeto de aplicación o de realización de procedimientos químicos con ellas ocurre con cierta frecuencia el escape de pequeñas porciones de material 8gotas). Normalmente esto ocurre sobre las charolas cubiertas con papel absorbente o alrededor del sitio en que se inyecta o se da de beber la sustancia radiactiva. Habitualmente estos eventos pueden controlarse con facilidad sin que la situación demande lo que pueda llamarse plan de emergencia. No puede, sin embargo, pasarse por alto y con objeto de prevenirlas se procederá como sigue:

1. Siempre se deberá de utilizar el equipo básico de seguridad 2. Operar sobre cubiertas de material no absorbente, recubiertas de material (papel

absorbente). 3. Colocar el papel contaminado en bolsas de polietileno 4. Determinar con el detector de radiación ionizante, el nivel de radiación y la localización

de los objetos contaminados. 5. Colocar en los depósitos de material radiactivo los desechos que se generen por la

contaminación 6. Lavar con jabón normal y/o detergente adecuadamente el sitio en el cual se haya

producido la contaminación. 7. Comprobar con el detector de radiación ionizante que no quede material radiactivo en

los sitios donde se haya producido la contaminación. Plan de salpicaduras o derrames mayores


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La mayoría de las salpicaduras o derrames involucran cantidades de milicuries o microcuries de material radiactivo.

1. Primero lavarse las manos con jabón normal y/o detergente si están contaminados como resultado de un accidente. Póngase guantes de hule para prevenir la contaminación de las manos.

2. Cubra las salpicaduras de líquido con material, pape, absorbente para limitar la extensión de la contaminación. No es muy común que ocurra una salpicadura seca, pero si existe debe humedecerse para evitar que se extienda a corrientes de aire, con cuidado para no extenderla innecesariamente.

3. Si están operando ventiladores o equipos de aire acondicionado en el área, deben apagarse, preferentemente, esto debe hacerlo alguien que no esté involucrado en el área contaminada.

4. Marque el área contaminada con gis, marcador, cuerdas etc. Y restrinja el tráfico a esa área.

5. No permita que nadie abandone el área contaminada sin antes monitorearlo para asegurar que no está contaminado.

6. Notifique al Encargado de Seguridad Radiológica del accidente.

7. De inicio a los procedimientos de descontaminación tan pronto como sea posible utilizando el equipo de seguridad básico.

8. Lave la zona contaminada con jabón normal, y/o detergente como un método de descontaminación inicial, .Inicie en la periferia del área contaminada y trabaje hacia adentro reduciendo sistemáticamente el área contaminada. Dado el nivel de contaminación y en caso necesario se podrá utilizar un jabón y/o detergente abrasivo o un agente limpiador complejo.

9. Ponga todos los materiales contaminados de desecho como guantes, papel absorbente, gasas, escobas, trapeadortes etc. Dentro de bolsas de plástico para desechos y colóquelos en el cuarto de decaimiento hasta su disposición final ( no reutilizar o tirar a la basura).

10. Un medidor de investigación o pruebas de frotis deben usarse para monitorear la efectividad del procedimiento de descontaminación.

11. El área debe ser limpiada si el nivel de contaminación excede de 200 cpm/100cm2. Plan para descontaminación personal Cuando las superficies del cuerpo y la ropa son contaminadas, es importante que la contaminación sea removida lo más pronto posible para prevenir su extensión a otras áreas ó superficies y para eliminarla como una fuente de contaminación interna o por vía de ingestión, absorción. Inhalación o contaminación por heridas. El límite sugerido para las manos, superficies del cuerpo o ropa del personal, zapatos, para la radiación beta y gamma es de 0.1 mrad/hr a dos centímetros. Para los casos de contaminación en ropa, piel o heridas se procederá de las siguientes maneras:


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A. Contaminación en ropa a. El personal que se sospecha como contaminado deberá ser monitoreado con

el detector de radiación ionizante para identificar las áreas problemáticas. b. La ropa (bata, zapatos y/o ropa personal) significativamente contaminada debe

ser removida y almacenada en bolsas de plástico hasta que la actividad haya decaído para sua disposición final.

B. Contaminación en piel

a. Mójese el área contaminada, aplique jabón y/o detergente suave y agua ( si

es posible utilice guantes) b. Haga una buena espuma con suficiente agua c. Pase la espuma por el área contaminada durante dos o tres minutos,

cuidando de no extenderse a otras áreas. d. Seque la espuma directamente con papel absorbente, y deposítelo en una

bolsa especial para desechos radiactivos. e. Repita los pasos del 1 al 3 y continúe al paso 6 f. Enjuague totalmente con agua caliente pero trate de limitar el agua al área

contaminada. g. Monitore la efectividad del procedimiento, utilizando un detector de radiación

ionizante h. Repita el procedimiento de tres a cuatro veces, usando u n cepillo suave si

es necesario, teniendo cuidado de evitar rascar o erosionar la piel. i. Si el nivel de radiación es excesivo utilice un jabón o detergente más

abrasivo. j. Aplique lanolina u otra crema de manos para evitar las partiduras.

C. Contaminantes en heridas

a. Si la contaminación está en el área de una herida, un médico debe supervisar la

operación de descontaminación. b. Las heridas que se sospechen que están contaminadas debe ser irrigadas

profundamente con agua tibia y limpiadas con un jabón suave y estropajo. Plan para ruptura de contenedor que contiene el material radiactivo. Es poco probable que esto ocurra, pero en caso de que se llegase a presentar dicha situación, se deberá procederá de la siguiente manera:

1. Se determinará el área contaminada con ayuda del detector de radiación ionizante. 2. Se procederá conforme al plan de salpicaduras o derrames mayores descrito

anteriormente.

Plan en caso de incendio parcial o total del área del Servicio de Medicina Nuclear El Servicio de Medicina Nuclear y en especial el cuarto caliente de almacén de isótopos (Radiofarmacia), se construyó con materiales que son poco inflamables, además todas las


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sustancias radiactivas se encuentran protegidas en sus contenedores de plomo, el cual tiene un alto punto de fusión y difícilmente se podría escapar las sustancias radiactivas fuera de ellos. De cualquier modo de modo de llegarse a producir tal fenómeno, se procederá de la siguiente manera:

1. Se aplicará el plan de emergencia y los procedimientos contra incendios establecidos por la Institución.

2. Una vez controlado el incendio, el Encargado de Seguridad Radiológica delimitará el área afectada por alguna probable contaminación con material radiactivo.

3. El Encargado de Seguridad radiológica coordinará las labores de descontaminación de las áreas que así lo requieran.

Plan en caso de derrumbe parcial o total a causa de un sismo o cualquier otra razón Es poco probable que esto ocurra, pero en caso de que se llegase a presentar a dicha situación, se deberá proceder de la siguiente manera:

1. Se acordonará el área en el cual se haya localizado el Servicio de Medicina Nuclear indicando la presencia de material radiactivo.

2. Se dará aviso a la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias 3. El Encargado de Seguridad Radiológica será responsable de coordinar las acciones

tendientes al rescate de la fuentes radiactivas y a la descontaminación del área afectada en su caso conforme a los lineamientos establecidos por la Comisión Nacional de seguridad Nuclear y Salvaguardias.


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NOTIFICACIÓN AL GRUPO DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA Y/O ENCARGADO DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA DE LA INCIDENCIA U OCURRENCIA DE UN INCIDENTE O ACCIDENTE

I. OBJETIVO Tiene la finalidad de dar a conocer al Encargado de seguridad Radiológica del Servicio de Medicina Nuclear la incidencia u ocupación de un incidente o accidente.

II. REFERENCIAS


III. DEFINICIONES

a) ENCARGADO DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA: Persona responsable de llevar a cabo

todos los procedimientos de seguridad del sitio donde se maneja material radiactivo. b) ACCIDENTE Y/O INCIDENTE: Cualquier evento anormal que involucra a fuentes de

radiación ionizante.

IV. REQUISITOS PREVIOS: No aplica

V. MATERIAL Y EQUIPO No aplica

VI. PRECAUCIONES Es responsabilidad de todo el personal que labora en el Servicio de Medicina Nuclear el notificar al Encargado de Seguridad Nuclear la ocurrencia de un incidente o accidente.

VII. RESPONSABILIDADES Del Representante Legal Dar el apoyo al Encargado de Seguridad radiológica para dar a conocer los procedimientos de emergencia a todo el personal ocupacionalmente expuesto que trabaja con fuentes abierta. Del Encargado de Seguridad radiológica


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Entrenar a todo el personal ocupacionalmente expuesto y dar a conocer todos los procedimientos de emergencia. Del Grupo de Seguridad Radiológica Apoyar al Encargado de Seguridad radiológica en cualquier tipo de evento anormal.

VIII. INSTRUCCIONES La persona involucrada en el incidente o accidente deberá ser la responsable directa de localizar al Encargado de Seguridad radiológica para comunicarle inicialmente en forma verbal que aconteció durante la manipulación de material radiactivo y/o aplicación de dosis a pacientes debiendo permanecer en el lugar hasta que se presente el Encargado de Seguridad Radiológica (ESR), para que la descripción precisa del accidente ocurrido y de las acciones que se tomaron, lo que permitirá elaborar el informe que deberá incluir los datos que especifica la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y salvaguardias.


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NOTIFICACIÓN A LA COMISION NACIONAL DE SEGURIDAD NUCLEAR Y SALVAGUARDIAS LOS REPORTES DEL INCIDENTE O ACCIDENTE

I. OBJETIVO Comunicar de inmediato a la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias sobre todo accidentes o incidentes en el manejo de fuentes abiertas de radiación ionizante que acontezca en el Servicio de Medicina Nuclear del Centro Nacional de Rehabilitación.

II. REFERENCIAS


III. DEFINICIONES

a) CNSNS: Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y salvaguardias

b) ACCIDENTE Y/O INCIDENTE: Cualquier evento anormal que involucre a

fuentes de radiación ionizante.

IV. REQUISITOS PREVIOS El Centro Nacional de Rehabilitación y el Servicio de Medicina Nuclear independientemente de los avisos que se den a otras dependencias, deberán poner de inmediato en conocimiento a la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias todo accidente o incidente de material radiológico, así mismo de las acciones inmediatas que se tomarán.

V. MATERIAL Y EQUIPO No aplica

VI. PRECAUCIONES El titular de la institución o el Encargado de Seguridad Radiológica o el Personal Ocupacionalmente Expuesto, deberá entregar a la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y salvaguardias en las siguientes 24 horas un informe por escrito del accidente que involucre material radiactivo que deberá contener: Descripción del accidente ocurrido Causas probables del mismo


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Fuentes de radiación involucradas Acciones que se tomaron y personas que intervinieron en ellas Estimación del equivalente de dosis recibida por el Personal Ocupacionalmente

Expuesto Datos de las personas involucradas en el accidente, tales como: Nombre, domicilio,

teléfono, sexo, fecha de nacimiento, ocupación, número de afialiación al IMSS o del ISSSTE y relación con la institución.

Firma del titular de la Institución o Encargado de Seguridad radiológica al margen de cada una de las hojas y al calce de la última.

El comunicar de inmediato a la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias sobre el accidente o incidente en el manejo de fuentes radiactivas.

VII. RESPONSABILIDADES Del Representante Legal Dar el apoyo al Encargado de Seguridad radiológica para dar a conocer los procedimientos de emergencia a todo el personal ocupacionalmente expuesto que trabaja con fuentes abierta. Del Encargado de Seguridad radiológica Entrenar a todo el personal ocupacionalmente expuesto y dar a conocer todos los procedimientos de emergencia. Del Grupo de Seguridad Radiológica Apoyar al Encargado de Seguridad radiológica en cualquier tipo de evento anormal. VIII. INSTRUCCIONES

El titular de la institución, responsable directo de los casos de incidentes o accidentes radiológicos, en los 15 días posteriores a la entrega del informe inicial, entregará un nuevo informe a la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias que contenga: Descripción del accidente, magnitud del mismo y causas específicas que los

motivaron. Descripción, nombre del radioisótopo, actividad, cantidad si es una fuente de

radiación involucrada y en su caso, la cantidad liberada al ambiente de material radiactivo.

Acciones que se tomaron para manejo del accidente, personal que se llevaron al cabo y cálculo del equivalente de dosis recibida por las mismas.

Medidas que se han tomado para evitar que el accidente se repita. Cálculo del equivalente de dosis efectiva recibida por miembros del público que

resultaron expuestos debido al accidente. Datos de las personas involucradas en el accidente, nombre domicilio, teléfono,

sexo, fecha de nacimiento, ocupación, número de afiliación del IMSS o ISSSTE y relación con la Institución.

Firma del titular de la Institución y del Encargado de Seguridad Radiológica, en cada una de sus hojas y al calce de la última.


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Control de cambios

Revisión Descripción del cambio Fecha

00 Alta en Sistema de Gestión de Calidad Marzo 2012

manual de seguridad radiologica

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