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Curso de OPERADORES DE INSTALACIONES RADIACTIVAS. MODULO MEDICINA NUCLEAR (IR_OP_MN) TEXTOS

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TEMA 5

PROTECCIÓN OPERACIONAL: VIGILANCIA Y CONTROL DE LA INSTALACIÓN RADIACTIVA


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Contenido

1. INTRODUCCIÓN ................................................................................................................ 3

2. CONTROL DE MATERIAL RADIACTIVO ..................................................................... 3

2.1. Adquisición de productos radiactivos ............................................................................. 3

2.2. Recepción del material radiactivo ................................................................................... 3

2.3. Almacenamiento de isótopos radiactivos ........................................................................ 4

2.4. Movimiento de material radiactivo ................................................................................. 4

2.5. Inventario y registro de material radiactivo .................................................................... 5

2.6. Normas para uso y manipulación de isótopos radiactivos ................................................. 5

3. NORMAS DE ACTUACIÓN CON LOS PACIENTES ....................................................... 7

3.1. Pruebas diagnósticas ....................................................................................................... 7

3.2. Pruebas terapéuticas ........................................................................................................ 9

4. VIGILANCIA Y CONTROL DE LA RADIACIÓN EXTERNA Y LA CONTAMINACIÓN ................................................................................................................ 11

4.1. Vigilancia y control de radiación externa ..................................................................... 11

4.2. Vigilancia y control de la contaminación ...................................................................... 14

5. NORMAS DE DESCONTAMINACIÓN ............................................................................ 15

5.1. Descontaminación de superficies .................................................................................. 15

5.2. Descontaminación del personal ...................................................................................... 16

5.3. Descontaminación de equipos ........................................................................................ 16

6. VERIFICACIÓN DE LA INSTALACIÓN ........................................................................... 17

6.1. Verificación del material radiactivo ................................................................................ 17

6.2. Verificación de los sistemas de seguridad ....................................................................... 17

6.3. Verificación de los blindajes ........................................................................................... 18

6.4. Verificación de los equipos e instrumentos de medida .................................................... 18

6.5. Verificaciones de los sistemas de control y evacuación de residuos ................................ 18

7. GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS ...................................................................... 19

7.1. Fases de la gestión de los residuos radiactivos generados en un Servicio de Medicina Nuclear: ................................................................................................................................ 19

7.2. Fuentes radiactivas fuera de uso .................................................................................... 24

8. FORMACIÓN CONTINUADA .......................................................................................... 25


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1. INTRODUCCIÓN La Protección Radiológica tiene como objetivo 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 y minimizando las dosis recibidas. El Manual de Protección Radiológica de la instalación de Medicina Nuclear cubrirá todos los aspectos relacionados con la seguridad durante la manipulación del material radiactivo.

2. CONTROL DE MATERIAL RADIACTIVO

El supervisor de la instalación, siguiendo las normas dadas por el Servicio de Protección Radiológica (SPR), controlará toda la gestión de los productos radiactivos en la instalación, desde su adquisición y recepción en la instalación hasta su salida, incluyendo su manipulación, almacenamiento y evacuación. 2.1. Adquisición de productos radiactivos

• Todos los pedidos de material radiactivo serán autorizados por el supervisor de la instalación radiactiva. La cantidad pedida y el radioisótopo se adaptarán a los límites fijados en la autorización de la instalación.

• Los materiales radiactivos siempre se adquirirán a empresas autorizadas.

• Los pedidos siempre se registraran y figuraran los siguientes datos: o Número de pedido o Fecha de pedido o Compuesto o Radioisótopo o Actividad o Casa suministradora o Nombre de la persona que realiza el pedido.

2.2. Recepción del material radiactivo

• Todo el material radiactivo será recepcionado por el supervisor de la instalación o el operador encargado de dicho procedimiento.

• Se dispondrá en la instalación de un lugar adecuado para la recepción del material radiactivo, dotado de las medidas adecuadas de protección radiológica.

• Todos los datos del producto recibido quedarán reflejados en el registro de inventario del material radiactivo. Los datos que deben figuran en este registro serán:

o Fecha de llegada o Compuesto químico o Radioisótopo o Actividad


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o Casa suministradora o Resultado del control radiológico del producto o Firma del receptor

• Procedimiento a realizar en la recepción del material radiactivo:

1. Inspeccionar visualmente el paquete, para poder identificar cualquier daño (rotura, humedad). 2. Verificar que el producto es el que se ha pedido. 3. Medir el nivel de radiación a un metro, contacto y de contaminación mediante la realización de un frotis. 4. Abrir el paquete y extraer del embalaje el material en su contenedor. 5. Guardar el producto en el sitio adecuado. 6. Revisar la posible contaminación del embalaje y retirar la señalización de material radiactivo del mismo. Si estuviera contaminado se tratará como material sólido contaminado o residuo radiactivo según la actividad específica y periodo de semidesintegración del isótopo del que estuviera contaminado. Si no se eliminará como residuo convencional. 7. Registrar el producto.

2.3. Almacenamiento de isótopos radiactivos

1. Inmediatamente después de recibirse será guardado bajo llave en los puntos de almacenamiento destinados al efecto. Los lugares de almacenamiento dispondrán de ventilación adecuada cuando se almacenen productos volátiles. Se utilizarán contenedores blindados y cerrados para minimizar los riesgos de irradiación y contaminación de una fuente respecto de otra.

2. Todo uso de un radionucleido se reflejará en el Diario de Operación.

3. En caso de extravío o robo, se dará cuenta inmediata al supervisor responsable y al

Servicio de Protección Radiológica. 2.4. Movimiento de material radiactivo

1. No se pueden sacar sustancias radiactivas de las zonas controladas o vigiladas sin autorización expresa del supervisor. Siempre que se haga se seguirá un procedimiento establecido y autorizado.

2. Los materiales radiactivos en tránsito por los diferentes locales de la zona

controlada o vigilada no podrán provocar irradiación o contaminación en caso de


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caída. Queda prohibido, por tanto, transportar recipientes con líquidos radiactivos sin guardar las debidas precauciones y siempre en sistema de doble contención.

3. El movimiento de productos radiactivos será el mínimo posible y siempre

debidamente justificado. 2.5. Inventario y registro de material radiactivo Se mantendrá un inventario actualizado de todo el material radiactivo existente en la instalación. 2.6. Normas para uso y manipulación de isótopos radiactivos

1. Todos los materiales radiactivos y contaminados serán etiquetados y señalizados de acuerdo con las normas internacionales.

2. Se evitará todo traslado innecesario de las sustancias radiactivas. Si hubiera que

realizarlo, se hará siempre en sistema de doble contención y por el personal adecuado.

3. Se prohibirá tajantemente realizar manipulaciones de los materiales radiactivos

fuera de los sitios previstos para dicha misión. Éstas serán sometidas a monitorización periódica.

4. Los equipos y materiales contaminados no se desplazarán a zonas no vigiladas ni se

utilizarán para tareas inadecuadas

5. Las manipulaciones que entrañen riesgo de contaminación se realizarán dentro de bandejas de material plástico, porcelana vitrificada o acero inoxidable recubiertas de papel de filtro. Los papeles contaminados se cambiarán periódicamente.

6. Todas las manipulaciones se llevarán a cabo detrás de las pantallas de protección

previstas al efecto.

7. Se prohibirá realizar manipulaciones de materiales radiactivos a las personas no autorizadas para dichas tareas.

8. Se prohíbe la manipulación de materiales radiactivos con ropa de calle o distinta a la

prevista para estos fines.

9. Para la entrada en la zona vigilada será preceptivo el uso de zapatos especiales y una bata, incluso para personas que no sean operadores.

10. Para la manipulación de soluciones radiactivas se utilizarán siempre guantes de un

solo uso. Después de usarlos, estos guantes se tratarán como residuos radiactivos.


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11. Cuando se utilicen pipetas, quedará totalmente prohibido manipularlas con la boca. Se utilizarán pipeteadores.

12. Se prohibirá trabajar con materiales radiactivos a personas con heridas abiertas,

mujeres en estado de gestación o menores de 18 años.

13. No se permitirá la introducción en zonas vigiladas o controladas de los siguientes materiales:

• Alimentos y bebidas.

• Tabaco en todas sus formas, ni artículos para fumadores.

• Utensilios para comer y beber.

14. Se prohíbe depositar o almacenar materiales radiactivos fuera de los lugares previstos para ello.

15. No podrá realizarse ningún vertido de materiales radiactivos o contaminados,

sólidos ó líquidos, sin advertir de ello al supervisor.

16. Se prohibirá cualquier tipo de manipulación de materiales radiactivos que entrañen riesgo de emisión de gases, vapores o aerosoles radiactivos, fuera de las campanas especiales para ello.

17. Al finalizar el trabajo y salir de la zona de cámara caliente e inyección, los

trabajadores se someterán a un control radiológico de manos, pies y ropa de trabajo. Este control también se realizará siempre que se sospeche de una contaminación.

18. Cualquier modificación de estas normas tendrá que ser aprobada por el supervisor

de la instalación.


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Fig. 1. Equipos de protección individual.

3. NORMAS DE ACTUACIÓN CON LOS PACIENTES

3.1. Pruebas diagnósticas

• Preparación de radiofármacos

1. Se realizará la elución del generador correspondiente de Mo-99, siempre con guantes de un solo uso, en los castilletes plomados de la cámara caliente, habilitados para tal efecto. 2. Se trasladará el vial con el eluato en el contenedor plomado correspondiente, hasta la campana plomada de ventilación forzada. 3. Una vez comprobada la actividad del eluato en el calibrador de dosis, se separará para marcar con el Tc-99m cada uno de los fármacos trazadores a utilizar.

• Preparación de la dosis a suministrar

Una vez realizado el marcaje se dosifica para cada exploración y enfermo en su jeringuilla correspondiente.


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En los radiofármacos que se adquieren listos para su aplicación (como es el caso del Tl-201, Ga-67, I-123, F-18, etc.), se dosificará para cada enfermo en su jeringuilla correspondiente.

• Administración de dosis a pacientes

Las dosis se trasladan desde los castillos plomados a la sala de inyección, en un protector de jeringas sobre una batea con papel de filtro. Para los estudios de PET se recomienda la utilización de dispensadores automáticos de dosis. Se les suministrará la dosis a los pacientes en la sala de inyección y se les indicará que permanezcan en la sala de espera de inyectados hasta que se les llame para realizarles la prueba correspondiente. Para los pacientes a los que interesa estudiar la entrada del trazador en un órgano o sistema determinado, las dosis se trasladarán como se especificó anteriormente, y se les inyectará bajo la gammacámara.

Si por exigencia clínica en las pruebas de esfuerzo isotópicas, se deben inyectar directamente a los pacientes en la propia Unidad de Ergometría (fuera del Servicio de Medicina Nuclear), se deberán trasladar las dosis a suministrar a cada paciente, a la planta correspondiente, por el celador de Medicina Nuclear (portador de dosímetro). Para el traslado las dosis deben ir con protector plomado de jeringa y en una caja metálica con llave. Una vez efectuada la ergometría e inyectada la dosis, el paciente será trasladado al Servicio de Medicina Nuclear para continuar la prueba diagnóstica por el mismo celador, quien asimismo trasladará un contenedor con la jeringa, el algodón y los guantes desechables utilizados en la inyección, para su posterior almacenamiento en la sala de residuos radiactivos. Este procedimiento debe estar previamente autorizado por el Consejo de Seguridad Nuclear.

• Marcaje celular con material radiactivo La extracción de la muestra biológica al paciente se realiza en la sala de inyección. El marcaje se debe realizar en una cámara limpia

• Realización de la exploración

Al paciente se le trasladará desde la sala de espera de pacientes inyectados (o desde el ergómetro en su caso), a la sala de exploración para registrar la distribución del radiofármaco en el órgano o sistema correspondiente. Una vez finalizada la exploración, se le acompañará a la salida. Se le darán normas de protección radiológica para seguir en su domicilio en el caso que sea necesario.

• Linfografía ganglio centinela


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Normalmente a los pacientes se les realizará la inyección en el Servicio de Medicina Nuclear en la sala de inyección o en la gammacámara. De forma excepcional y por necesidades de campo quirúrgico se tiene que realizar la inyección en el quirófano ó en la Unidad de mamografía. En estos casos las dosis se trasladarán por el personal del Servicio de Medicina Nuclear con la protección necesaria para que la irradiación que se produzca no supere los límites del público en general. Se recogerá todo el material utilizado en la inyección como residuo radiactivo en un contenedor adecuado que será trasladado al Servicio de Medicina Nuclear.

• Tomografía por emisión de positrones (PET)

La prueba se realizará en condiciones de 6 horas mínimo de ayuno (solamente agua). El paciente debe permanecer en reposo y silencio desde el momento de la inyección hasta la realización del estudio, aproximadamente de 45 a 60 minutos.

3.2. Pruebas terapéuticas

• Preparación de dosis Las dosis de I-131 en forma de yoduro de sodio se presentan en disolución o en cápsulas. Las cápsulas no exigen ninguna preparación. Sin embargo, cuando está el material radiactivo en disolución hay que dosificarlo y trasvasarlo. Se realizará detrás de una pantalla plomada en la Unidad de Radiofarmacia. Las dosis de I-131 en forma de metayodobenzilguanidina (MIBG) tampoco exigen preparación, únicamente dejarlas a temperatura ambiente. El Sm-153 y el Sr-89 se dosificarán en la Unidad de Radiofarmacia. Las dosis de Y-90 que se utilizan en terapia no metabólica, se dosificarán en la Unidad de Radiofarmacia, se prepararán en su jeringuilla correspondiente y se situarán sobre una batea.

• Administración de las dosis metabólicas a pacientes. Las dosis de I-131 en forma de yoduro de sodio se deben suministrar a los pacientes en la sala de inyección de Medicina Nuclear, cuando los pacientes son ambulatorios (actividad a suministrar inferior a 800 MBq), así como las de Sr-89 y Sm-153. En el caso de pacientes ingresados (actividad a suministrar superior a 800 MBq), se les debe suministrar la dosis en las habitaciones especialmente diseñadas para este fín. Las dosis de I-131 en forma de MIBG se les administran a los pacientes directamente en las habitaciones especiales habilitadas para este fin.


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• Administración y registro de dosis no metabólicas. Las dosis de Y-90 se suministran a los pacientes por vía intraarticular y una vez efectuado el registro en la gammacámara, pueden hacer una vida normal, ya que no es preciso su ingreso.

• Traslado de dosis terapéuticas. El traslado de las dosis se realizará por un celador, desde el servicio de Medicina Nuclear hasta las habitaciones donde permanecerán ingresados y controlados, por pasillos poco transitados y de forma controlada, para evitar riesgos innecesarios de irradiación y contaminación.

• Registro en Diario de Operación Cualquier incidencia, del tipo que sea, modificación en el procedimiento descrito, emisión incontrolada de radiación o contaminación producida, deberá ser reflejada en forma clara y concreta en el Diario de Operación por el supervisor del servicio.

• Normas para los pacientes ingresados en la Unidad de Terapia Metabólica El paciente recibirá información de cómo debe actuar mientras este ingresado en el hospital y como debe actuar con las personas que conviva cuando reciba el alta medica.

Las normas son las siguientes: - Secreciones

Tanto la secreción lacrimal y nasal, como las procedentes de expectoración, las depositará en pañuelos o similar de un solo uso, que posteriormente introducirá en la bolsa situada a tal efecto para estos residuos. En caso de que se produzcan vómitos, se recogerán en una bolsa de plástico y lo introducirá en un contenedor, que el responsable de enfermería retirará al lugar previsto.

- Utensilios de un solo uso.

Todos los utensilios de un solo uso utilizados (guantes, vasos, platos, etc.) y cualquier otro desecho, se introducirán en la bolsa citada anteriormente.

- Utensilios de varios usos

El paciente utilizará la ropa del hospital. Las prendas usadas las depositará en el lugar y bolsa que oportunamente se le indicará. - Asistencia permanente


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En el caso de que precise cualquier tipo de asistencia o tenga cualquier duda, deberá llamar al control de enfermería. En ningún caso y por ningún concepto, deberá salir de la habitación que le ha sido asignada. - Residuos En relación a los residuos generados por el enfermo, como las ropas de cama, toallas y todas aquellas prendas que hayan tenido contacto y, por tanto, con riesgo de contaminación, se recogerán en bolsas de plástico transparente y se almacenarán durante una semana como mínimo en un carro situado en la habitación señalada para este fin. No se deben llevar a la lavandería hasta que el Servicio de Protección Radiológica lo autorice. - Control de tasa de dosis Diariamente se realizará un control de tasa de dosis, en distintos puntos y a diferentes distancias del paciente por parte del personal del Servicio de Radiofísica y Protección Radiológica. En base a las medidas obtenidas el día del alta, se le proporcionarán al paciente unas normas de restricción de permanencia para las personas con las que tiene que convivir.

4. VIGILANCIA Y CONTROL DE LA RADIACIÓN EXTERNA Y LA CONTAMINACIÓN

4.1. Vigilancia y control de radiación externa 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. En un Servicio de Medicina Nuclear la vigilancia y control deben realizarse de forma continua en las áreas en las que este riesgo sea mayor, tanto en condiciones de rutina como en caso de incidente o accidente. En estas zonas se determinará la ubicación de los detectores (cámaras de ionización, contadores Geiger, etc.), y se asegurará que sus condiciones de medida sean siempre correctas. En el resto de zonas las determinaciones se pueden realizar de forma periódica.

• Vigilancia de radiación externa en áreas de trabajo

En la medida de las tasas de dosis externas se especificará la naturaleza y calidad de las radiaciones de que se trate. La vigilancia de las áreas de trabajo puede dividirse en tres categorías: - Rutinaria: Asociada a operaciones habituales o cotidianas.


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- Operacional: Proporciona información sobre un procedimiento en particular. - Especial: Se aplica a una situación que se sospecha anormal. La vigilancia rutinaria en el puesto de trabajo, debe realizarse para confirmar que dicho trabajo se realiza satisfactoriamente, de forma continuada y sin cambios significativos, así como para comprobar que los procedimientos son adecuados. La vigilancia operacional, se realizará para estimar el riesgo asociado con procedimientos determinados. La vigilancia especial se practicará cuando:

a) No haya información suficiente sobre una situación especial, para decidir las medidas de seguridad a tomar.

b) Se aplique un procedimiento en circunstancias especiales. • Instrumentación Se realizará la vigilancia de las dosis absorbidas o las tasas de dosis absorbidas con los equipos del tipo y sensibilidad adecuados a la naturaleza y calidad de la radiación emitida. Dichos equipos pueden ser fijos o portátiles, distribuidos en la forma siguiente: - Equipos fijos. Se colocarán con un nivel de alarma en:

- Los lugares de almacenamiento o preparación de material radiactivo. - Los accesos a zonas controladas donde se manipulen fuentes encapsuladas y no

encapsuladas.

- Equipos portátiles. Dispondrán de ellos el Servicio de Protección Radiológica y el Servicio de Medicina Nuclear.

- Niveles de actuación Se deben definir niveles de actuación en términos, de tasa de dosis de radiación, y que en caso de alcanzarse, llevarían a adoptar medidas de investigación o intervención

• Dosimetría personal

La dosimetría personal externa de trabajadores expuestos deberá ser realizada por un Servicio de Dosimetría Personal expresamente autorizado por el Consejo de Seguridad Nuclear. Los resultados de los controles dosimétricos se remitirán al Servicio de Prevención de Riesgos Laborales que desarrolle la función de vigilancia y control de la salud de los trabajadores, a quién corresponderá interpretarlos desde el punto de vista sanitario. En caso de urgencia, dicha transmisión deberá ser inmediata


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Trabajadores expuestos de categoría A Las dosis individuales por irradiación externa se estimarán como mínimo mensualmente, con dosímetros personales. Por lo tanto el uso de dosímetros personales es obligatorio para los trabajadores expuestos clasificados como categoría A. En el caso de riesgo de exposición parcial o no homogénea del organismo, se deberán utilizar dosímetros adecuados para las partes potencialmente más afectadas. En situaciones de exposición especialmente autorizada y en cuantas situaciones sea necesario a criterio del Servicio de Protección Radiológica (SPR), se pueden utilizar dosímetros personales de lectura directa, por la ventaja que supone su lectura inmediata. Su control y registro depende del SPR. Su uso nunca sustituye a los dosímetros personales para trabajadores expuestos de categoría A. Trabajadores expuestos de categoría B Se puede estimar las dosis a trabajadores de categoría B con dosímetros personales o a partir de los datos obtenidos de la dosimetría de área en los diferentes locales y zonas de trabajo, siempre que estos datos permitan demostrar que dichos trabajadores están clasificados correctamente en la categoría B. La sistemática utilizada para determinar la dosimetría de área deberá incluirse en un protocolo escrito sujeto a la inspección y evaluación del CSN. Cuando esa dosimetría de área se realice por medio de dosímetros de termoluminiscencia, se deberá tener en cuenta que: - Las características de los dosímetros serán equivalentes a las de los dosímetros

termoluminiscentes utilizados en dosimetría personal, siendo capaces de medir equivalentes de dosis a 10 y a 0,07 mm de profundidad.

- La lectura de dichos dosímetros debe ser realizada por Servicios de Dosimetría Personal

autorizados por el CSN. - El periodo de uso de estos dosímetros será de un mes y se procurará, dentro de lo

posible, que coincida con el mes natural. - En ningún caso se podrán asignar estos dosímetros a personas, debiendo figurar en la

asignación el área de trabajo donde se encuentren ubicados. - Debe disponerse de algoritmos apropiados para, a partir de las lecturas de los

dosímetros de área, asignar dosis a los trabajadores expuestos. - En caso de que la dosis registrada en un dosímetro de área utilizado para la asignación

de dosis al personal excediera el límite anual de dosis, se notificará al CSN tal circunstancia.


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Tomografía por emisión de positrones (PET) El personal que manipule el material radiactivo portará, además del dosímetro de solapa, dosímetros de anillo para estimar las dosis en manos.

• Registro de documentación Los documentos correspondientes al registro, evaluación y resultado de la vigilancia y control de radiación externa deberán ser archivados por el titular de la práctica, quién los tendrá a disposición de la Autoridad competente. 4.2. Vigilancia y control de la contaminación Es el conjunto de medidas que deben establecerse con objeto de comprobar experimentalmente, y con la periodicidad necesaria, los niveles de contaminación existentes en las instalaciones. La vigilancia y control de la contaminación superficial se realiza mediante detectores de contaminación (Geiger, contadores proporcionales, etc.), calibrados en cuentas por segundo ó Bq/cm2. De ellos es necesario conocer si son sensibles para los radionucleidos utilizados y cuál es su eficiencia.

La contaminación producida por radionucleidos emisores β de baja energía tiene una problemática especial, dado que es necesario utilizar detectores especiales para su vigilancia. En el caso de contaminación personal externa se utilizan los detectores de pies y manos, que habitualmente disponen de una sonda adecuada para el control del resto de la superficie corporal. Cuando se midan las concentraciones de actividad en el aire y contaminación superficial se especificará la naturaleza de las sustancias radiactivas contaminantes y sus estados físico y químico. La vigilancia de la contaminación puede ser: - De área: superficial y ambiental. - Personal: interna y externa. La vigilancia rutinaria se realizará periódicamente en puntos de referencia, por el SPR mediante el procedimiento especifico correspondiente, sin perjuicio de los controles que deban realizar los operadores de la instalación de acuerdo con su reglamento de funcionamiento. Las medidas de control de la contaminación externa se realizarán diariamente en los lugares de trabajo, al final de la jornada, al salir de zonas con riesgo radiológico, y siempre que se sospeche una contaminación o se produzca un accidente. Las normas de actuación serán las


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descritas en el procedimiento de descontaminación de personas y cualquier incidencia se anotará en el Diario de operación. Se debe disponer de una zona específica con todo lo necesario para la descontaminación de las personas. En caso de contaminación interna se debe estimar la actividad incorporada. Si es necesario, se enviará a la persona contaminada a un centro de referencia y se reseñará la incidencia en su historial dosimétrico. Las personas que trabajan con fuentes no encapsuladas deberán notificar al SPR cualquier sospecha de contaminación interna. De la misma forma se notificarán las situaciones de contaminación externa persistente. Cuando se desee evaluar la contaminación desprendible o cuando no se pueda estimar directamente el nivel de contaminación superficial por el excesivo fondo ambiental, se procederá a la realización de frotis de las zonas posiblemente contaminadas. Quien haya ocasionado una contaminación importante o quien conozca que se ha producido tiene obligación de comunicarlo inmediatamente al SPR.

• Instrumentación La medida de la posible contaminación se realizará por medio de equipos, fijos o móviles, adecuados en sensibilidad y respuesta en energía al radionucleido empleado en cada caso. Los equipos fijos se situarán a la salida de las zonas con riesgo de contaminación. Los equipos portátiles estarán disponibles en el SPR y en los servicios que manejan fuentes.

• Niveles de actuación Para aquellas instalaciones en las que, en condiciones normales de trabajo, exista contaminación superficial persistente se definirá un nivel de actuación (expresado en Bq/cm2) que, en caso de superarse, obligará a adoptar medidas de descontaminación.

• Registro de documentación Los documentos correspondientes al registro, evaluación y resultado de la vigilancia y control de la contaminación deberán ser archivados por el titular de la práctica, quién los tendrá a disposición de la autoridad competente.

5. NORMAS DE DESCONTAMINACIÓN

5.1. Descontaminación de superficies Se realizará siempre por vía húmeda para evitar la dispersión del radionucleido al ambiente, utilizando agua y descontaminante (Extran, Decom, Radiacwash, etc.) o agua jabonosa. Se actuará de la siguiente manera:


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1. Se utilizarán batas, calzas y guantes desechables. 2. Se acotará el área afectada y se realizará una medida de la contaminación inicial.

3. Si la contaminación tiene un volumen apreciable de liquido, se recogerá la mayor

parte de éste con papel de filtro. 4. Se frotará el área afectado con papel de filtro o celulosa, siempre desde la parte más

externa a la interna. 5. Se realizará una segunda medida de la contaminación superficial y si persiste la

contaminación se limpiara por segunda vez.

6. Se realizará una nueva medida. Si la zona sigue contaminada se cubrirá la parte afectada con papel de filtro o material plástico y se señalizará la zona indicando: “Zona contaminada”, fecha, radioisótopo, Bq/cm2.

7. Se notificará al personal del servicio y al supervisor. 8. Todo el material utilizado en la descontaminación se tratará, en principio, como

residuo radiactivo.

5.2. Descontaminación del personal 1. La persona encargada de la protección radiológica preparará las instrucciones y medios para

controlar y eliminar cualquier tipo de contaminación que pueda producirse.

2. Toda persona que tenga una contaminación interna como consecuencia de algún accidente, informará inmediatamente a la persona encargada de la protección radiológica, quién tomará las medidas pertinentes de acuerdo a la gravedad del caso.

3. Lo expuesto en el punto anterior es también válido para contaminaciones externas de heridas abiertas.

4. Las contaminaciones de la piel o de cualquier parte externa del organismo, se tratarán con agua tibia, jabón no abrasivo, cepillo suave y secado posterior. Esta operación se repetirá varias veces hasta que los equipos de control indiquen que la contaminación ha desaparecido.

5. Si el procedimiento anterior no surte efecto, se avisará al encargado de la protección radiológica quién dictaminará sobre los métodos más apropiados a utilizar y la necesidad o no de ejercer una vigilancia médica del caso.

5.3. Descontaminación de equipos 1. Cualquier material contaminado será sometido a tratamiento sin dilación.


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2. Para utensilios de trabajo (material de vidrio, herramientas) se utilizarán detergentes comerciales. Si la contaminación persiste, se guardarán en recintos adecuados hasta que la actividad haya decaído a niveles permisibles.

3. Cuando sea necesario desmontar un equipo para descontaminarlo se controlará cuidadosamente la intensidad de exposición creada en puntos próximos.

4. Para el material de vidrio se utilizará mezcla crómica o soluciones ácidas según los casos y tratamiento en cubetas de ultrasonidos.

5. Los materiales para descontaminación permanecerán siempre próximos al lugar de trabajo y no se utilizarán para otras misiones diferentes.

6. El personal utilizará guantes de un solo uso para llevar a cabo la descontaminación de cualquier tipo de materiales.

7. Las ropas contaminadas se guardarán hasta que su actividad sea despreciable. Sólo entonces se darán a lavar.

6. VERIFICACIÓN DE LA INSTALACIÓN

Con la periodicidad establecida se verificarán el material radiactivo, los sistemas de seguridad de la instalación, los blindajes y los instrumentos de medida. 6.1. Verificación del material radiactivo El material radiactivo desde que entra en la instalación hasta que se evacua, pasando por su manipulación, almacenamiento y transporte, será controlado por el supervisor de la instalación, siguiendo un procedimiento establecido. Este procedimiento será ejecutado por él mismo o por el personal de operación. 6.2. Verificación de los sistemas de seguridad

• Sistemas de ventilación Con la periodicidad recomendada por los suministradores, se comprobará el buen funcionamiento de los equipos de extracción, así como la perdida de carga si la hubiera, mediante la revisión de los manómetros. Se comprobará el nivel de contaminación de los filtros, al menos una vez al año, utilizando para la medida la instrumentación adecuada. El filtro se desechará como residuo sólido radiactivo en función del valor obtenido en la medida.

• Sistemas contra incendios


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Con la periodicidad fijada por el fabricante se controlará y verificará el estado, nivel de llenado, fecha de caducidad y funcionamiento de los extintores contra incendios existentes en la instalación. Periódicamente se verificarán los sistemas de detección de incendios comprobando que salta la alarma en la central donde estén conectados.

6.3. Verificación de los blindajes

• Se realizará mediante dosimetría de área en la instalación y zonas contiguas con una periodicidad anual.

6.4. Verificación de los equipos e instrumentos de medida La programación de calibraciones y verificaciones periódicas deberá establecerse en un procedimiento.

• El objetivo de estas tareas consiste en:

- Asegurar el correcto funcionamiento de los equipos. - Asegurar la fiabilidad de las medidas, en todos los intervalos y para todas las

energías. - Asegurar que el equipo funciona correctamente en el intervalo de dosis que tiene

establecido.

• Los monitores fijos y portátiles se verificarán semestralmente.

• Se calibrarán con una periodicidad bienal por una entidad autorizada que certificará la calibración.

• Siempre que un monitor se repare, posteriormente se realizará una calibración del mismo para asegurar su correcto estado de funcionamiento.

6.5. Verificaciones de los sistemas de control y evacuación de residuos A fin de garantizar que la gestión de material residual y de los residuos líquidos se efectúa adecuadamente, se seguirá un programa de verificaciones periódicas en el que se incluirán todas las fases de la gestión. La periodicidad se determinará teniendo en cuenta el volumen de material residual generado. El programa de verificación incluirá los indicadores de aceptación adecuados a cada fase de la gestión.


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El procedimiento de verificación incluirá el método a seguir, la periodicidad, las personas encargadas de su ejecución, los criterios cualitativos y cuantitativos de aceptación, los registros adecuados, así como el tratamiento de las posibles desviaciones.

7. GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS

Las fuentes radiactivas empleadas en las instalaciones radiactivas de los servicios de medicina nuclear, cuando alcanzan el final de su vida útil, se convierten en residuos que precisan ser eliminados en condiciones seguras. Además, como consecuencia de la utilización de fuentes radiactivas no encapsuladas, también se produce contaminación radiactiva de materiales diversos, sólidos, líquidos y gaseosos. La gestión de esos materiales contaminados, así como la de las propias fuentes cuando han dejado de ser útiles, debe llevarse a cabo con arreglo a los principios generales de protección radiológica. Son necesarias medidas para minimizar la dosis que, por esa causa, puedan recibir los trabajadores de la instalación. 7.1. Fases de la gestión de los residuos radiactivos generados en un Servicio de Medicina Nuclear: Un principio básico que ha de aplicarse en el trabajo con material radiactivo es minimizar la generación de residuos. Las normas y procedimientos pertinentes afectan a las sucesivas fases de la gestión que, a efectos prácticos, pueden identificarse como las siguientes: segregación, control de la actividad, almacenamiento y evacuación. a) Segregación

• Sólidos Los residuos radiactivos sólidos hospitalarios están constituidos por generadores radioisotópicos, jeringas, viales de vidrio ó plástico, filtros, guantes, paños, etc. Cuando la evacuación final sea por vía convencional, la segregación se realizará en función del radionucleido y de la naturaleza del material, separando los que puedan evacuarse directamente de los que necesitan un tiempo de decaimiento. Los recipientes de recogida y almacenamiento (contenedores, bolsas de plástico,...) se identificarán y señalizarán convenientemente. Cuando el recipiente esté lleno se procederá a su cierre, sellado y etiquetado. En la etiqueta deberá figurar la fecha de cierre, los radionucleidos presentes y una estimación de su actividad. En el caso de que la vía de evacuación final sea la retirada por una empresa autorizada para su gestión como residuo radiactivo, la segregación se hará de acuerdo con los criterios de aceptación que establezca dicha empresa.

• Líquidos


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El diseño de la instalación debe permitir: - La separación de los efluentes líquidos de los sólidos. - La separación de los efluentes líquidos con contenido radiactivo de aquellos que no lo contienen. - La separación, según su naturaleza, de los efluentes líquidos con contenido radiactivo, en función de su vía de gestión. La gestión de esos líquidos contaminados con radionucleidos debe llevarse a cabo teniendo en cuenta los siguientes aspectos:

- Solubilidad en agua - Concentración de los diversos radionucleidos - Periodo de semidesintegración de los radionucleidos presentes

Existirán en la instalación sistemas adecuados para la recogida y canalización de los residuos líquidos, y procedimientos para la segregación. Los residuos radiactivos líquidos pueden provenir de soluciones o suspensiones acuosas de sustancias radiactivas o de la eliminación de los pacientes sometidos a un tratamiento con radionucleidos no encapsulados. La mayor parte de los líquidos contaminados hidrosolubles pueden ser evacuados por vía convencional. No obstante, será preciso separar las vías de eliminación de aquellos que puedan evacuarse directamente de los que necesitan un tiempo de decaimiento. Normalmente será posible descargar directamente, por un lado los residuos de muchas técnicas de análisis "in vitro" y, por otro, los residuos y excretas procedentes de las técnicas de exploración "in vivo" de pacientes en Medicina Nuclear, que contienen radiofármacos marcados con radionucleidos de periodo de semidesintegración muy corto, principalmente Tc-99m. Será, por el contrario, necesario en muchos casos retener durante un cierto tiempo los residuos procedentes de las excretas de pacientes tratados con actividades relativamente altas y radionucleidos de periodo de semidesintegración más largo, especialmente el I-131. Estará siempre operativo un sistema independiente de recogida de estos residuos, dotado de los depósitos adecuados para su retención durante el tiempo preciso. En el caso de otros líquidos (con trazas de H-3 y C-14), cuya vía de evacuación final sea la retirada por una empresa autorizada para su gestión como residuo radiactivo, la segregación se hará de acuerdo con los criterios de aceptación que establezca dicha empresa.

• Residuos mixtos


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Son los constituidos por los viales o tubos, tanto de cristal como de plástico, en los que están contenidas soluciones marcadas con radionucleidos de período de semi-desintegración largo (del orden de años), con líquido de centelleo incorporado. Normas particulares de los residuos mixtos - No es necesario separar el residuo sólido (vial, filtro) del líquido. - Se depositarán tanto los viales como el líquido que contienen, en los contenedores

de ENRESA o los especificados por el Servicio de Protección Radiológica. - Se etiquetará cada contenedor con: - Radionucleido - Fecha - Servicio de procedencia - Laboratorio - Número aproximado de viales que contengan Estos residuos mixtos se asimilarán a los residuos sólidos. b) Control de la actividad

• Sólidos En las instalaciones radiactivas de los Servicios de Medicina Nuclear se generan, normalmente como consecuencia del uso de fuentes no encapsuladas, materiales residuales sólidos que contienen radionucleidos con muy baja actividad y de periodo de semidesintegración corto. Una adecuada gestión de esos materiales constituye uno de los elementos importantes de la optimización global de la instalación desde el punto de vista de la Seguridad y la Protección Radiológica. El destino final de los materiales a los que aquí se hace referencia puede ser la evacuación como residuo convencional o como residuo radiactivo. Los criterios básicos para decidir uno u otro destino son los siguientes: - Si el nivel de actividad A contenido en el material residual es muy bajo, de forma que no se supera un determinado valor N, el nivel se evacuará por vía convencional, con arreglo a la legislación general que le sea aplicable.

- Si el nivel de actividad A contenido en el material residual supera el valor N, dicho material habrá de considerarse como residuo radiactivo y ser gestionado por una empresa autorizada.


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En muchos casos, aunque el nivel de actividad inicial A supere el valor N, tras un periodo de decaimiento adecuado se reducirá lo suficiente para poder ser evacuado por vía convencional. En la Orden, de 21 de mayo, sobre gestión de materiales residuales sólidos con contenido radiactivo generados en las instalaciones radiactivas de 2º y 3º categoría en las que se manipulen o almacenen isótopos radiactivos no encapsulados (BOE 05/06/2003), se fijan los valores de N, expresados en términos de concentración o niveles de actividad para los radionucleidos más habituales. Para el resto de los radionucleidos que no estén en dicha tabla se tomará el valor de exención establecido en el Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas. En el caso de material residual contaminado por una mezcla de radionucleidos, para que pueda ser gestionado como residuo convencional debe cumplirse la siguiente condición:

∑ (Ci / Cli) ≤ 1 donde Ci es la concentración de un radionucleido i, presente en el material, y Cli es el límite establecido en la tabla mencionada en el párrafo anterior para ese radionucleido. El sumatorio debe extenderse a todos los radionucleidos presentes. Una vez segregados los materiales residuales con contenido radiactivo de los que no lo tienen, se determinará o estimará la concentración de actividad de aquellos, para definir la vía de evacuación a seguir. Se aplicará el procedimiento correspondiente para esa determinación o estimación. No es admisible en ningún caso la mezcla con material inactivo para reducir la concentración en un determinado material residual. Cada procedimiento contendrá, como mínimo, lo siguiente:

- Método de medida o estimación utilizado. Se indicará si la actividad del material se determinará mediante medidas directas o por muestreo, en cuyo caso se indicarán los criterios para la selección de las áreas de muestreo y para fijar el número de muestras.

- Equipos de medida utilizados. Se incluirán referencias a la sensibilidad del equipo, a

su eficiencia, fondo asociado, tiempo de recuento y error asociado a la medida. También se considerará la calibración de los equipos y los procedimientos de chequeo de la instrumentación.

- Lugar de la medida. Se indicará en que lugar de la instalación se realizarán las

medidas, lugar que deberá presentar un bajo nivel de radiación.

• Líquidos


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Se establecerán procedimientos para determinar o estimar la concentración de radiactividad en todos los líquidos real o potencialmente contaminados que se produzcan en la instalación. En el caso de aquellos cuya vía prevista de eliminación sea su evacuación como residuos radiactivos, no será admisible su mezcla con material inactivo para reducir la concentración. En el caso de los efluentes cuyo destino previsto sea la descarga directa a la red de evacuación del establecimiento sanitario o centro, será precisa la vigilancia y control periódicos para garantizar que la concentración de radionucleidos se mantiene por debajo de los límites derivados a partir de los límites de incorporación anual y las condiciones de descarga vigentes. Los límites de incorporación anual correspondientes serán los deducidos a partir de los límites de dosis vigentes. Dicha vigilancia y control periódicos se atendrá a un procedimiento que contendrá, como mínimo, lo siguiente:

- Método de medida o estimación utilizado. Se indicará el sistema de muestreo, su periodicidad, el volumen de la muestra, las condiciones de la toma, así como los criterios para la selección del momento en que se lleva a cabo.

- Equipos de medida utilizados. Se incluirán referencias a la sensibilidad del equipo, a

su eficiencia, fondo asociado, tiempo de recuento y error asociado a la medida. También se considerará la calibración de los equipos y los procedimientos de chequeo de la instrumentación.

- Lugar de la medida. Se indicará en que lugar de la instalación se realizarán las

medidas, lugar que deberá presentar un bajo nivel de radiación (≤ 0,5 µSv/h). En el caso de los líquidos que precisen retención durante un cierto tiempo para reducir su concentración a valores aceptables, se dispondrá de un sistema de depósitos específico. El control de la concentración de actividad en los líquidos que entran en el sistema, de su decaimiento durante el almacenamiento y de la concentración final en el momento de la descarga se llevará a cabo con arreglo a procedimientos y con criterios semejantes a los que se describen más arriba para los residuos de descarga directa. c) Almacenamiento La instalación dispondrá de un lugar adecuado para albergar los materiales residuales con contenido radiactivo que se generen, con la seguridad establecida por el SPR. Los depósitos para la retención de residuos líquidos durante el tiempo necesario para la reducción de su actividad, así como los contenedores en que se conserven los residuos líquidos cuyo destino final es la retirada por una empresa autorizada, se ubicarán en uno o varios almacenes específicos. El almacén o almacenes deben ser próximos al lugar o a los lugares de producción. Siempre que sea posible se diseñarán de forma que la transferencia de los líquidos contaminados se produzca de manera automática y por gravedad. Se reducirá al mínimo la manipulación para


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evitar la innecesaria exposición de personas a su radiación directa y la probabilidad de contaminación. Para el caso en que se requiera almacenar temporalmente dichos materiales, bien por ser necesario un tiempo de decaimiento para su evacuación por vía convencional (como residuo biológico) o por estar a la espera de su retirada como residuo radiactivo, se dispondrá de un almacén específico. El almacén puede ser único y centralizado para varias instalaciones ubicadas en un mismo centro. El SPR establecerá la gestión de este almacén central. Los procedimientos relativos al almacenamiento contemplarán al menos los siguientes aspectos:

-Personas que realizarán los traslados -Medios de transporte que utilizarán -Rutas a seguir -Medidas de protección radiológica -Aspectos administrativos (registros, controles,...)

El almacén estará debidamente señalizado de conformidad con el Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes, y su acceso estará controlado y cerrado con llave bajo custodia del supervisor. d) Evacuación Toda evacuación de efluentes y residuos sólidos radiactivos al medio ambiente requerirá autorización expresa del Ministerio previo informe del CSN, y se ajustará a los límites y condiciones que en la misma se establezcan atendiendo a las características de la práctica. En todo caso deberá quedar identificado el destino de los residuos, se haga la evacuación por vía convencional (como residuo biológico) o como residuo radiactivo. Los niveles de actividad para la emisión de efluentes radiactivos al medio ambiente deberán ser tales que las concentraciones de actividad de los radionucleidos en ellos contenidos y las dosis susceptibles de ser recibidas por la población a la que potencialmente pueda afectar sean las más bajas razonablemente posibles, teniendo en cuenta factores económicos y sociales. Dichos niveles serán siempre inferiores a los límites especificados para los miembros del público en el Reglamento sobre Protección Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes y, en su caso, a aquellos otros valores inferiores que estuvieran establecidos por el CSN. 7.2. Fuentes radiactivas fuera de uso Las fuentes utilizadas en Medicina Nuclear se convierten en residuos radiactivos sólidos cuando, por descenso inaceptable de su actividad, u otra causa, no resultan ya aptas para el uso clínico. En ocasiones, la actividad y características de estas fuentes precisan medidas


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relativamente complejas para su gestión. Por esa razón, y dadas las características de las instalaciones médicas, es deseable reducir al mínimo las operaciones que con dicho tipo de residuos se lleven a cabo. Retirada de fuentes por el suministrador El procedimiento normal de eliminación de las fuentes agotadas o fuera de uso será la retirada por la propia entidad que en su momento las suministró. Al menos en el caso de fuentes radiactivas con periodo de semidesintegración medio o largo, los centros e instalaciones prestarán especial atención, en el momento de establecer los acuerdos de adquisición, para que los contratos correspondientes incluyan una cláusula que comprometa a los suministradores a su retirada posterior, tanto si la fuente ha de ser sustituida por otra semejante como si no es ese el caso. Este criterio será aplicable al caso de los generadores de Mo-99, o fuentes utilizadas en el control de calidad del equipamiento. Se tomarán medidas para minimizar el tiempo que transcurre desde que la fuente afectada queda fuera de uso clínico y el momento de la retirada por el suministrador. Durante ese periodo la fuente se mantendrá en el mismo contenedor que la aloja durante su uso normal, o en otro equivalente, con semejante blindaje y semejantes dispositivos para reducir al mínimo las posibilidades de dispersión del material o de contaminación de otros. Retirada de fuentes por una empresa autorizada Cuando el procedimiento previsto, en el apartado anterior no sea posible, habrá que concertar con una empresa autorizada (normalmente la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, ENRESA) la retirada de las fuentes en desuso. Para ello, el centro sanitario habrá de mantener en vigor el correspondiente contrato. Registros e informes Cualquiera que sea la vía de eliminación de las fuentes radiactivas que han estado en uso en una instalación, se llevará a cabo con arreglo a procedimientos establecidos y con la supervisión del Servicio o Unidad Técnica de Protección Radiológica correspondientes o, en su defecto, del Supervisor o persona a quién se encomienden las labores de protección radiológica. Se mantendrá un registro de todas las evacuaciones de fuentes que se lleven a cabo en una instalación.

8. FORMACIÓN CONTINUADA

El titular de la instalación impartirá un programa de formación en materia de protección radiológica a todos los trabajadores expuestos con un nivel adecuado a la responsabilidad de los trabajadores y al riesgo de exposición a las radiaciones ionizantes en su puesto.

tema 5 protecciÓn operacional: vigilancia y control de...

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