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Dosimetría Personal
Fundamentos de la Protección Radiológica
Caspe Natalia
Universidad Nacional General San Martín
Escuela de Ciencia y Tecnología
Tutor: Lic. Fabio López
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Dosimetría Personal
Fundamentos de la Protección Radiológica
Índice
1) Introducción Pág. 4
2) Fundamentos biológicos de la Protección Radiológica Pág. 5
3) Detectores de Radiación Pág. 8
Detectores de Film Fotográfico
Detectores Termoluminiscente
4) Criterios básicos de la Protección Radiológica Pág. 17
Justificación de la Práctica
Optimización de la Protección Radiológica
Limitación de dosis
5) Control de la exposición ocupacional Pág. 21
Restricciones de dosis
Límites de dosis
6) Exposición Externa Pág. 23
7) Contaminación Interna Pág. 24
8) Exposición ocupacional de la mujer Pág. 25
9) Límites de dosis para miembros del público Pág. 26
10) Grupo crítico Pág. 26
11) Monitoraje de la exposición ocupacional Pág. 27
12) Monitoraje Ambiental Pág. 28
13) Monitoraje individual de la Irradiación Externa Pág. 29
14) Monitoraje Individual de la Contaminación Interna Pág. 30
15) Legislación vigente de Protección Radiológica para trabajadores
ocupacionalmente expuestos. Pág. 31
16) Dosimetría por Film Monitoring Pág. 32
Contratación del Servicio
Preparación y envío de Films Monitoring
Recolección de los Films
Registro de recepción de los Films
Procesamiento de los Films
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i. Pelado de Films
ii. Engrillado de Films
iii. Revelado de los Films
Lectura de Films
Emisión de Informes
Archivo
Envío de Informes y nuevos Films
Determinación de Curvas de Energía y Dosis
i. Curvas de energía
ii. Curvas de dosis
� Tablas de dosis
17) Conclusión Pág. 41
18) Bibliografía Pág. 42
19) Anexo I Pág. 43
Análisis estadístico de la Dosimetría Personal de los
usuarios correspondientes a los servicios de Radiología
y Medicina Nuclear
20) Bibliografía Pág. 47
21) Anexo II Pág. 48
Legislación: Ley 17.557
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Introducción
Una de las herramientas fundamentales en el control de los efectos
biológicos nocivos que pueden producir las radiaciones ionizantes es la
cuantificación de la dosis efectiva recibida por los trabajadores, a fin de
lograr la máxima seguridad durante el empleo de las radiaciones
ionizantes.
Para lograr los mejores estándares de seguridad es necesario contar
con un servicio de dosimetría personal confiable. Esta confiabilidad se
logra a partir de una correcta organización y, fundamentalmente, una
sólida formación técnica de sus profesionales.
En este trabajo se describe en detalle un servicio de dosimetría
personal, desde su parte organizativa hasta su desarrollo técnico.
Además, se presentan los fundamentos básicos de la Protección
Radiológica y se describen los principios básicos de funcionamiento de
los detectores de radiación ionizante, más comúnmente utilizados en la
dosimetría personal.
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Fundamentos biológicos de la Protección Radiológica
Las características de los efectos biológicos de las radiaciones
ionizantes son la base para las recomendaciones tendientes a un uso
seguro de las mismas.
En 1921 se creó el Comité Británico de Rayos X y Protección a la
Radiación, primera organización nacional para la protección radiológica.
En 1928 la primera acción internacional fue llevada a cabo en el
Segundo Congreso Internacional de Radiología, estableciendo la
Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP, en inglés),
órgano independiente de cualquier gobierno, que congrega especialistas
de diferentes países y cuyo objetivo es dar recomendaciones
actualizadas sobre el uso seguro de las radiaciones ionizantes. El ICRP
publicó sus primeras recomendaciones en el año 1931.
Las recomendaciones publicadas en forma periódica por el ICRP son la
base de las normas de protección radiológica nacionales e
internacionales. Estas recomendaciones están referidas a la protección
del hombre frente a las radiaciones ionizantes, teniendo en cuenta que
ellas son solo uno de los muchos peligros que enfrenta. Enfatizan el
concepto de que las radiaciones deben ser tratadas con cuidado más
que con miedo, y que para realizar evaluaciones y para la toma de
decisiones, sus riesgos deben ser analizados en perspectiva teniendo en
cuenta los riesgos asociados con otras actividades humanas.
El propósito principal es proveer un adecuado nivel de protección para el
hombre, compatible con el uso de las radiaciones en aquellas prácticas
en las que su empleo sea beneficioso.
En el caso de los efectos determinísticos, dada la existencia de una
dosis umbral bien definida, la prevención se logra fácilmente haciendo
que las dosis no excedan ciertos límites, seleccionados suficientemente
por debajo de este valor umbral. La protección en este caso puede ser
absoluta.
La situación es diferente en el caso de los efectos estocásticos. Dada la
ausencia de dosis umbral, estos efectos no pueden ser evitados en
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forma absoluta mediante la fijación de niveles aceptables. Solamente se
pueden aplicar criterios que permitan reducir los riesgos a niveles
aceptables. Frente a un caso de enfermedad maligna, es imposible
establecer su relación causal con una exposición a la radiación (el efecto
es inespecífico), por lo tanto, la información disponible sobre
carcinogénesis humana debida a la radiación se basa en estudios
epidemiológicos de naturaleza estadística efectuados en grupos de
población irradiados con dosis relativamente altas. En este punto, las
bases de las recomendaciones del ICRP es la relación lineal sin umbral
entre la probabilidad de inducción de efectos estocásticos y la dosis. En
este contexto, para estimar el riesgo de muerte por cáncer radioinducido
se recomienda aplicar un coeficiente de 4 % por Sv en el ámbito de la
radioprotección ocupacional y 5 % por Sv en el caso del público. Esto se
debe a que los trabajadores ocupacionalmente expuestos se encuentran
dentro de un rango etario de 18 a 65 años, quedando excluída la
población infantil, cuyo riesgo de cáncer radioinducido es más elevado.
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Figura 1: Efectos determinísticos, gráfico de probabilidad vs. dosis
Figura 2: Efectos estocásticos, relación lineal sin umbral
100%
Dosis recibida
Probabilidad
> ~1000 mSv
Probabilidad
Dosis
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Detectores de Radiación
Las radiaciones ionizantes, por su naturaleza, requieren para su
detección el empleo de dispositivos adecuados denominados
genéricamente sistemas detectores. Estos dispositivos ponen en
evidencia la presencia de un campo de radiaciones, mediante la
generación de algún tipo de señal que resulte inteligible para el
observador, brindándosele consecuentemente información cualitativa y
cuantitativa acerca de la radiación de interés (1).
Según el fenómeno en que basan su funcionamiento se clasifican en
detectores por:
Ionización
Excitación
Según el momento en que presentan la información adquirida:
Inmediatos
Retardados o diferidos
Estos detectores se emplean fundamentalmente como monitores
individuales o personales de irradiación externa. Un buen monitor
individual de irradiación externa es deseable que cumpla con las
siguientes premisas:
� Sea sólo sensible al campo de radiación a medir.
� Su sensibilidad sea independiente de la energía de las
radiaciones.
� Su rango de medición sea adecuado a los niveles de dosis
involucradas.
� Que sean pequeños, livianos y económicos.
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Los detectores más utilizados según las clasificaciones utilizadas son:
Gaseosos Por Ionización
Semiconductores Inmediatos
Por Excitación Semiconductores
Por Ionización Film Fotográfico
Termoluminiscentes
(TLD)
Retardados
o Diferidos Por Excitación
Radiofotoluminiscentes
Los 2 tipos de dosímetros utilizados por su practicidad y costo, son los
detectores de Film Fotográfico y los Termoluminiscentes (TLD).
A continuación se describen los principios básicos de funcionamiento de
ambos detectores.
Detectores de Film Fotográfico
El film fotográfico es un detector de la radiación del tipo diferido que
funciona en base al fenómeno de ionización. El material sensible a la
radiación ionizante, denominado emulsión fotográfica, está constituido
de granos de bromuro de plata, BrAg, de dimensiones microscópicas, y
están distribuidos en un medio gelatinoso el cual está a su vez
depositado como una capa de espesor muy delgado sobre un soporte
traslúcido, por ejemplo celuloide o vidrio.
Los electrones liberados por la radiación neutralizan al ion Ag+
transformándolo en plata metálica, lo que constituye la formación de la
denominada imagen latente por pocos átomos de plata de un grano (que
típicamente tiene del orden de 1010 Ag+).
La cantidad de granos de bromuro que han sufrido esta transformación,
así como el número de iones plata convertidos en cada grano, es
función de la dosis absorbida.
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Figura 3
Procesamiento
El procesamiento normalmente comprende tres pasos:
Revelado: Es un proceso químico de reducción que permite continuar la
conversión de Ag+ a Ago. Manejando la cinética de la reacción química
en función del tiempo y temperatura de la solución reveladora, se logra
reducir a plata metálica los granos de bromuro de plata, en forma
selectiva, según el número inicial de átomos Ago que formaban la
imagen latente en cada grano.
Baño de detención del revelado: La reacción se detiene al cabo de un
tiempo de acción prefijado para una dada temperatura (solución diluída
de ácido acético).
Solución de Tiosulfato de Sodio: Inmediatamente se somete la emulsión
al denominado tratamiento de fijado. En este proceso se fijan los granos
transformados a plata metálica, y se utiliza para disolver los granos que
no fueron totalmente transformados en plata metálica.
Luego de un activo lavado con agua, para eliminar los compuestos
químicos residuales de ambos procesos y secada la emulsión, se
observan distintas tonalidades de grises (ennegrecimiento), según la
dosis absorbida.
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Medición
La determinación del efecto de la radiación sobre la emulsión se basa en
la medición del ennegrecimiento por medios densitométricos, que
consiste en la determinación de la atenuación luminosa causada por la
emulsión. La magnitud medida, denominada densidad óptica se define
como el logaritmo del cociente entre las intensidades de luz incidente y
la transmitida.
I
ID 0log=
donde, IO es la intensidad de luz incidente medida en ausencia de la
película e I la transmitida a través de ella en una dirección perpendicular
a su plano.
La curva de respuesta característica de la densidad óptica en función de
la dosis, es de forma sigmoidea como se muestra en la figura 4. A
dosis nula existe un ennegrecimiento de base (fog) que aumenta con el
envejecimiento de la emulsión fotográfica. Luego le sigue un intervalo de
dosis con muy baja sensibilidad, continuada por una zona de pendiente
pronunciada pasando a una zona de respuesta prácticamente lineal.
Para dosis mayores se observa una disminución de la densidad óptica
por intervalo de dosis seguido de la zona final de saturación a altas
dosis.
Figura 4: Densidad óptica en función de la dosis
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El tamaño y densidad de los granos de bromuro de plata así como el
proceso de revelado empleado determinan el alcance de la respuesta de
la emulsión.
Con fines de radioprotección y para abarcar un amplio rango de dosis,
inclusive por sobreexposición potencial, se utilizan simultáneamente dos
emulsiones de distinta sensibilidad, ya sea depositadas a cada lado de
un soporte o separadas cada una en su propio soporte. La emulsión
menos sensible o también denominada lenta, continúa la respuesta a la
dosis cuando la respuesta de la emulsión más sensible o rápida entra en
la zona de saturación.
Figura 5
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Dependencia energética y dosimétrica
El número atómico efectivo de los componentes sensibles de la
emulsión fotográfica provoca que la respuesta tenga un aumento
relativo importante a bajas energías de rayos X, por el predominio del
efecto fotoeléctrico. En general el máximo de la respuesta relativa se
encuentra en la región de los 40 Kev de energías efectivas, que es
veinte veces superior a la correspondiente a la energía media de la
radiación gamma emitida por el cobalto 60.
El uso de detectores de este tipo es principalmente para dosimetría
personal, en cuyo caso la evaluación dosimétrica se la refiere a la dosis
en tejido muscular.
El ennegrecimiento de la emulsión fotográfica depende de la dosis
absorbida por unidad de fluencia del campo de radiación incidente por lo
cual no es posible discernir la energía de la radiación.
El reconocimiento de la energía efectiva y la estimación de la dosis se
consigue relacionando las densidades ópticas bajo distintos filtros de
radiación (pequeñas placas de material absorbente) que forman parte de
la estructura del portadosímetro personal. Las relaciones de densidades
ópticas medidas bajo los filtros, permiten determinar la energía y luego
la dosis. Esto se logra, ya sea por medio de gráficos que conectan las
relaciones entre filtros con la respuesta a dosis o de algoritmos
matemáticos.
Para calibrar el sistema fotográfico de monitoraje se exponen films a
distintas dosis en aire, producidas por radiaciones de varias energías. La
energía aparente de la radiación puede determinarse entre las
densidades de zonas cubiertas y descubiertas.
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Figura 6
Detectores Termoluminiscente (TLD) Este tipo de detector diferido es también ampliamente utilizado como
monitor individual de irradiación externa, su funcionamiento se basa en
el fenómeno de excitación producido por las partículas secundarias
generado por la radiación ionizante. Consisten en una pastilla de un
material que posea características fotoluminiscentes relevantes tales
como el fluoruro de litio (LiF), fluoruro de calcio con manganeso (CaF2,
Mn), sulfato de calcio con disprocio (CaSO4; Dy).
Cuando la radiación incide sobre estos materiales algunos átomos de la
red cristalina resultan excitados y no se desexcitan espontáneamente
sino que los electrones que fueron desalojados de sus órbitas quedan
retenidos en niveles energéticos metaestables conocidas como
“trampas”. La cantidad de estas trampas pobladas por electrones es
directamente proporcional a la dosis de radiación recibida por la pastilla.
Luego de irradiada la pastilla de TLD, cuando se desea rescatar la
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información almacenada se procede a inducir la desexcitación de los
átomos por elevación de la temperatura de la pastilla, lo que incrementa
la agitación térmica y posibilita el salto de los electrones desde los
niveles trampas hacia los niveles energéticos originales. Esta
desexcitación va acompañada por la emisión de luz que es leída por un
fotomultiplicador.
Este tipo de detectores posee un rango muy amplio de medición y a los
efectos de la Protección Radiológica puede considerarse que su
sensibilidad es independiente de la energía. Una de sus particularidades
más relevantes consiste en que la lectura es destructiva de la
información almacenada, quedando el detector prácticamente en estado
virgen. En la práctica, después de la lectura, se procede al recocido de
la pastilla que consiste en mantener la temperatura de la misma a 400°C
durante algún tiempo, a efectos de borrar la información remanente
quedando el TLD en condiciones de ser nuevamente utilizado.
Figura 7
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Figura 8
Figura 9
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Criterios básicos de la Protección Radiológica
El sistema de limitación de dosis recomendado por la Comisión
Internacional de Protección Radiológica (ICRP) (2) para las prácticas,
en curso o previstas, está basado en los tres principios siguientes:
Justificación de la práctica.
Optimización de la protección.
Límites individuales de dosis y de riesgo.
Estos principios básicos deben ser tratados como un sistema
coherente y ninguna parte del mismo debería ser considerada en
forma aislada. En particular el mero hecho de cumplir con los límites de
dosis no es una demostración suficiente de cumplimiento satisfactorio
con las normas.
Justificación de la práctica
Ninguna práctica con radiaciones ionizantes debe ser autorizada si no
existen evidencias de que la misma producirá, para los individuos o la
sociedad, beneficios que compensen el posible detrimento que puedan
generar.
Se trata de un principio que evalúa el beneficio y el detrimento
colectivos asociados con la práctica y su aplicación conduce a impedir
la utilización de fuentes de radiación con fines superfluos.
Optimización de la protección
Todas las exposiciones deberían ser mantenidas ″tan bajas como sea
razonablemente alcanzable” (ALARA), tomando en cuenta
consideraciones socioeconómicas aplicables. Este requerimiento
implica que el detrimento originado por una práctica debería ser
reducido, por medidas protectoras, a un valor tal que posteriores
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reducciones fueran menos importantes que el esfuerzo adicional
requerido para obtenerlas.
La optimización puede lograrse mediante procedimientos de diverso
grado de complejidad o también mediante razonamientos intuitivos. En
general los primeros se utilizan en el diseño de las instalaciones en
tanto que los segundos se aplican a la operación de las mismas.
Las técnicas de optimización que se emplean son las de análisis de
costos y beneficios, análisis de utilidad multiatributo y otras técnicas
que se utilizan en teoría de la decisión.
Todo proceso de optimización está restringido por límites de dosis o
por restricciones de dosis aún más severas impuestas por las
autoridades regulatorias de los países para cada tipo de práctica en
particular.
Limitación de dosis
Los valores de los límites de dosis se adoptan con el criterio de impedir
la ocurrencia de efectos determinísticos y limitar la probabilidad de los
estocásticos. El primer aspecto se logra teniendo en cuenta los valores
de umbrales de dosis para efectos determinísticos y el segundo implica
aceptar un cierto orden de magnitud del detrimento asociado con los
efectos cancerígenos y hereditarios.
Los límites de dosis no constituyen umbrales de seguridad sino que
definen un nivel fronterizo entre el detrimento que se considera
inaceptable y un rango de detrimentos tolerables. Dentro de ese rango,
las restricciones particulares que se impongan para cada práctica y la
optimización de su radioprotección definirán lo que pueda considerarse
un nivel aceptable. En la mayor parte de las aplicaciones de las
fuentes de radiación es factible adoptar medidas para que las dosis de
radiación que habrán de recibir las personas sean apreciablemente
inferiores a los límites de dosis.
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Figura 10
El límite de dosis demarca la frontera entre el detrimento tolerable y el
inaceptable. Asignar un valor numérico a dicha frontera implica analizar
los detrimentos asociados con los distintos valores posibles, como
puede observarse en la tabla para el caso de la exposición ocupacional.
La decisión final requiere buen juicio, pero no está exenta de cierto
grado de arbitrariedad.
Si los procedimientos de justificación de las prácticas y de la
optimización de la protección se han realizado en forma efectiva, serán
pocos los casos en los que se tengan que aplicar los límites a las dosis
individuales.
La ICRP ha recomendado límites de dosis con el objetivo principal de
asegurar una protección adecuada aún para los individuos más
expuestos. Una práctica con exposición de trabajadores y miembros del
público produce una distribución de dosis, por lo tanto de detrimento, y
una distribución de beneficios. En general estas dos distribuciones son
muy diferentes y, por lo tanto, la distribución de beneficios puede ser
usada para justificar el detrimento sólo si el detrimento de cada individuo
es pequeño, y no excede niveles aceptados normalmente en la vida
diaria.
LIMITE DE DOSIS
Restricciones de dosis
Optimización
Aceptable Aceptable
Tolerable
Inaceptable
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Los límites de dosis se aplican a exposiciones (o variación de
exposiciones) que son el resultado de decisiones del hombre y que se
distribuyen en la población de manera distinta que los beneficios de
dichas decisiones. Por lo tanto, no se aplican a las exposiciones no
modificadas, a fuentes naturales de radiación, o a las exposiciones
recibidas como paciente en la práctica médica.
Es importante tener en cuenta que los límites de dosis no son valores de
diseño o planificación sino el límite inferior de una región de valores no
permitidos. Los valores superiores a los límites están específicamente
prohibidos, pero los valores inferiores no están automáticamente
permitidos.
La necesidad de limitar la contribución a la dosis efectiva por parte del
material radiactivo que ingresa al organismo ha obligado a introducir un
concepto derivado de suma utilidad: el Límite Anual de Incorporación
(ALI), que es la actividad máxima de un radionucleido que puede
incorporarse por año al organismo de una persona para que la dosis
comprometida asociada con esa incorporación no supere el límite de
dosis efectiva. Para cada radionucleido corresponde un valor distinto del
ALI, en razón de las características físicas y metabólicas del mismo.
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Control de la exposición ocupacional
Restricciones de dosis
Las restricciones de dosis (dose constraint) son valores de dosis
individual relacionados con la fuente los cuales se utilizan para limitar el
espectro de opciones consideradas en el proceso de optimización. En
muchas actividades se puede establecer con certeza los valores de
dosis individuales que recibirán los trabajadores en operaciones bien
definidas; en estos casos es posible establecer restricciones de dosis
que se aplicarían a la actividad laboral en cuestión.
La actividad para la cual se establece una restricción de dosis debe ser
definida en términos amplios; por ejemplo: trabajos realizados con
unidades de rayos X, operación rutinaria de una dada instalación nuclear
o inspección y mantenimiento de una central nuclear.
Las restricciones de dosis para cada práctica deben ser establecidas por
la autoridad regulatoria correspondiente.
Límites de dosis
El ICRP recomienda un límite de dosis efectiva de 20 mSv en un año,
promediado a lo largo de 5 años (100 mSv en 5 años), con el requisito
adicional que la dosis no supere 50mSv en un año cualquiera. Queda
implícito en estos límites que cualquier restricción de dosis utilizado para
la optimización no debería superar 20 mSv en un año cualquiera.
El cumplimiento del límite de dosis efectiva ocupacional es suficiente
para asegurar la ausencia de efectos determinísticos en todos los
órganos y tejidos del cuerpo excepto en el cristalino, que contribuye en
forma insignificante a la dosis efectiva, y la piel que puede estar sujeta a
exposiciones localizadas. Los límites de dosis para estos tejidos están
dados en términos de dosis equivalente y son 150 mSv para el cristalino
y 500 mSv para la piel, promediada sobre un área de 1 cm2.
Los límites se aplican siempre a la suma de las dosis debidas a la
exposición externa durante el periodo considerado y de .la dosis
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comprometida en 50 años por las incorporaciones durante ese mismo
periodo. Para la exposición interna, los límites de incorporación anual se
basan en una dosis efectiva comprometida de 20 mSv. Estos límites se
aplican a la dosis que ha sido comprometida durante un año de trabajo,
y la manera de verificar su cumplimiento es la siguiente:
1)07,0(
,
≤
TD
P
L
H ,
Hp
mSv
Ij
IL j
( )
,
10
201+ ≤
donde:
Hp (0,07) es la dosis equivalente individual a una profundidad de la piel
de 0,07 mm, integrada en un año;
Hp (10) es la dosis equivalente individual a una profundidad de 10 mm
desde la superficie de la piel, integrada en un año y expresada en mSv;
LD,T es el límite de dosis equivalente en piel o cristalino;
Ij la incorporación del radionucleido j en un año; y
IL,j el límite anual de incorporación (ALI) para el radionucleido j,
resultante de dividir 20 mSv por el factor dosimétrico de dosis efectiva
comprometida, para trabajadores, por unidad de incorporación de dicho
radionucleido.
Si bien no se admite la exposición ocupacional de menores de 18 años,
el ICRP recomienda para estudiantes de 16 a 18 años, que en sus
estudios se requiera el uso de fuentes radiactivas, un límite anual de
dosis efectiva de 6 mSv y un límite anual de dosis equivalente de 50
mSv para el cristalino y 150 mSv para la piel.
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Exposición externa
Las tres herramientas básicas para reducir la exposición a la irradiación
externa son:
• Blindaje
• Distancia
• Tiempo
El blindaje estructural y el de las fuentes constituyen un modo de
protección intrínseca de la instalación. La distancia, o sea la posición
relativa del operador respecto a las fuentes y el tiempo de permanencia,
son factores que están condicionados, en gran medida, por las
actividades del mismo personal. Por ello debe confiarse más en el
primer medio, cuando ello es posible.
Figura 11: Aumentar la distancia
Figura 13: Reducir el tiempo de exposición
1 mSv/hr a 1 m
0.25 mSv/hr a 2 m
BlindajeBlindajeBlindajeBlindaje
Figura 12: Blindaje
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Contaminación interna
La dispersión del material radiactivo en el ambiente debe controlarse
mediante la retención adecuada del mismo y apropiadas medidas de
limpieza. La retención constituye un modo de contención intrínseca y
consiste en el manipuleo de material mediante dispositivos adecuados
en recintos blindados. La limpieza y rutinas de trabajo perfectamente
establecidas impiden la contaminación de las superficies. Los sistemas
de ventilación juegan un rol fundamental en la limpieza y por lo tanto en
el control de la contaminación.
Cuando las medidas enunciadas resultan insuficientes para garantizar el
cumplimiento de las normas de radioprotección debe recurrirse a medios
de protección personal (tales como: ropas, zapatos, máscaras con filtro,
etc.) que impidan la contaminación de la propia ropa del personal y la
inhalación de material radiactivo.
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Exposición ocupacional de la mujer
El ICRP no recomienda ningún límite de exposición ocupacional especial
para la mujer en general y la base para el control es la misma que para
los hombres.
Sólo en el caso de la Exposición de mujeres embarazadas, se deben
cumplir requisitos especiales para proteger al embrión, una vez
declarado el estado de gravidez. La trabajadora tan pronto conoce que
está embarazada debe notificarlo inmediatamente al responsable de la
instalación o práctica.
El objetivo es que el feto no exceda el límite correspondiente para
miembros del público. Desde el momento que se declara la gravidez, las
condiciones de trabajo deben ser tales que resulte altamente improbable
que la dosis equivalente individual, Hp(10), en la superficie del abdomen
exceda 2 mSv, y que la incorporación de cada radionucleido involucrado
exceda 1/20 del límite anual de incorporación respectivo, durante todo el
periodo que resta del embarazo.
Se debe cumplir que:
120
2
)10(
,
≤Σ+jLj I
Ij
mSv
Hp
La utilización de esta restricción de dosis, relacionada con la fuente,
conjuntamente con el criterio de optimización serían suficientes para
garantizar el empleo de mujeres embarazadas sin necesidad de
restricciones específicas adicionales.
Sin embargo, el ICRP recomienda que las mujeres en estado de
embarazo deben ser excluidas de tareas que impliquen una probabilidad
significativa de recibir dosis e incorporaciones accidentales altas.
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Limites de dosis para miembros del público
El control de la exposición del público debido a situaciones normales se
realiza mediante la aplicación de controles sobre la fuente, más que
sobre el ambiente. Estos controles se logran fundamentalmente
mediante la optimización de los sistemas de depuración de los efluentes,
restringiendo adecuadamente las dosis resultantes, y utilizando límites
autorizados de descarga para cada instalación en particular.
Grupo crítico
Muchas veces resulta útil clasificar juntos a todos los individuos que
formen un grupo, relativamente pequeño y homogéneo con respecto a
los parámetros que influyen en las dosis resultantes de una única fuente.
Cuando el grupo es representativo de los más expuestos a dicha fuente,
se lo denomina grupo crítico. La restricción de dosis se aplicará a la
dosis promedio en el grupo crítico producida por la fuente con respecto a
la cual se trata de optimizar la protección.
El alcance de los límites de dosis en la exposición del público se limita a
las dosis recibidas como consecuencia de prácticas.
Actualmente, el ICRP recomienda un límite de exposición del público,
expresado en términos de dosis efectiva, de 1 mSv en un año. No
obstante, en circunstancias especiales se podrá permitir un valor más
alto de dosis efectiva en un año, siempre que el valor promedio en 5
años no supere 1 mSv en un año.
El cumplimiento del límite de dosis efectiva de 1 mSv en un año
garantiza la no ocurrencia de efectos determinísticos. No obstante, el
ICRP recomienda límites anuales de dosis equivalente de 15 mSv para
el cristalino y 50 mSv para la piel, promediado sobre cualquier área de 1
cm2, independientemente de la zona expuesta.
Los límites de dosis para miembros del público se aplican a la dosis
promedio en el grupo crítico.
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Monitoraje de la exposición ocupacional
El monitoraje de los trabajadores expuestos a las radiaciones ionizantes
es la herramienta fundamental que contribuye a alcanzar los objetivos de
la protección radiológica ocupacional, esto es, asegurar que en
condiciones normales de trabajo no se superen los límites de dosis y
reducir las exposiciones al nivel más bajo que razonablemente pueda
alcanzarse.
Para posibilitar el efectivo control de los riesgos radiológicos debidos a la
irradiación externa o a la incorporación de material radiactivo, se definen
las denominadas áreas controlada y supervisada, donde se establece un
sistema de monitoraje o control radiológico individual para las primeras y
de la propia área de trabajo para la segunda, a fin de lograr el objetivo
propuesto y además, medir los niveles de exposición que pudieran
producirse en caso de situaciones anormales.
El mismo es un sistema integrado de medición, registro y evaluación de
la exposición de los individuos expuestos tanto a la irradiación externa
como interna, y debe tener la capacidad de evaluar la dosis absorbida, la
dosis equivalente en los distintos órganos corporales y la dosis efectiva
que resultan de la exposición a las radiaciones.
Los métodos de monitoraje ocupacional pueden entonces agruparse en
dos categorías, los aplicados en los ambientes de trabajo y aquellos
utilizados directamente sobre el individuo. En relación a los primeros se
pueden citar el monitoraje de los campos de radiación ambiental; el
monitoraje de la contaminación del aire; y la medición de la
contaminación de las superficies. Respecto a los segundos se pueden
citar los dispositivos para la dosimetría individual de la radiación externa
(dosímetros); el monitoraje de la contaminación interna mediante
contador de cuerpo entero o de la actividad parcial en algún o algunos
órganos; el monitoraje de la contaminación interna por técnicas de radio-
bioanálisis; y la medición de la contaminación de la piel y ropa.
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Monitoraje Ambiental
El control radiológico ambiental es necesario en los lugares de trabajo
calificados como áreas controladas, y suficiente en aquellos establecidos
como áreas supervisadas. Por lo tanto, su objetivo fundamental es servir
de control principal de la exposición del personal en áreas que no
requieren monitoraje individual y actuar como control complementario en
áreas en las que se requiere dicho monitoraje.
El monitoraje ambiental de las áreas de trabajo permite controlar la dosis
recibida por un trabajador, en base a las características de las
sustancias radiactivas presentes, la naturaleza de los campos de
radiación, la geometría y duración de la exposición, etc. Para ello, los
procedimientos de medición a realizar son:
• Monitoraje de los campos de radiación ambiental
• Monitoraje de la contaminación del aire
• Medición de la contaminación de las superficies
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Monitoraje Individual de la Irradiación Externa
El monitoraje individual de la radiación externa permite evaluar la dosis
equivalente que reciben los trabajadores en distintas partes del cuerpo,
a través de uno o más dosímetros que porta la persona expuesta
mientras trabaja. Los dosímetros se ubican en la posición que facilite
una medición representativa de la dosis equivalente máxima en las
partes del cuerpo expuestas.
En muchos casos puede ser suficiente que la persona lleve un solo
dosímetro en el pecho, pero puede ser necesario portar varios
dosímetros en distintas partes del cuerpo cuando el campo de radiación
no es uniforme. En algunos casos, conviene utilizar dosímetros
suplementarios que permitan su lectura inmediata o proporcionen una
advertencia, por ejemplo activando una alarma sonora.
El período de acumulación de dosis en los dosímetros se decide
teniendo en cuenta la dosis prevista y el tipo de dispositivo utilizado,
pero en general, la lectura de los dosímetros utilizados para el
monitoraje individual de la radiación externa se realiza en forma mensual
Los dosímetros utilizados para el monitoraje individual de la exposición
externa pueden ser:
• Dosímetros de emulsión fotográfica
• Dosímetros termoluminiscentes
• Dosímetros de cámara de bolsillo (dosímetros lapicera)
• Dosímetros de alarma y advertencia
Los principios básicos de estos detectores ya fueron descriptos en el
ítem 3).
30
Monitoraje Individual de la Contaminación Interna
Cuando por alguna circunstancia no puede excluirse la posibilidad de la
contaminación regular y significativa de un ambiente de trabajo o cuando
se ha producido un incidente cuyas secuelas pudieran dar lugar a
problemas de contaminación durante un tiempo, es necesario el
monitoraje individual rutinario de la contaminación interna. El mismo
tiene por finalidad determinar la incorporación de radionucleidos y en
consecuencia, evaluar la dosis equivalente comprometida recibida en
todo el cuerpo o en determinados órganos o tejidos del mismo.
Para el control de la contaminación interna pueden utilizarse por
separado o en combinación los dos métodos que siguen, cuya elección
depende principalmente de las propiedades físicas de los
contaminantes:
• Evaluación de la cantidad de materiales radiactivos presentes en
todo el cuerpo o algunos órganos por mediciones in vivo.
• Análisis de excretas u otras muestras biológicas.
31
Legislación vigente de Protección Radiológica para
trabajadores ocupacionalmente expuestos
En virtud de la reglamentación de la Ley 17.557(3) en lo que respecta a
Dosimetría Personal queda establecido que toda persona afectada al
manejo y utilización de equipos destinados a la generación de Rayos X,
salvo en aquellas instalaciones en que la autoridad de Salud Nacional
indique expresamente lo contrario, deberá utilizar un sistema de
dosimetría personal aprobado por dicha autoridad a fin de determinar y
evaluar las dosis de radiación a que se halle expuesta.
32
Servicio de Dosimetría Personal
Según lo expuesto en la Ley 17557/67, el Servicio de Dosimetría
Personal para personal ocupacionalmente expuesto a radiaciones
ionizantes puede ser prestado por la Autoridad de Salud correspondiente
o por personas públicas o privadas que cumplan las normas que dicta la
autoridad de salud (3).
La empresa RX Asesores presta servicio de dosimetría personal, desde
hace más de treinta años, a un importante número de trabajadores
expuestos a radiaciones ionizantes, de diversas instituciones públicas y
privadas de todo nuestro país.
Con el fin de garantizar la calidad del Servicio de Dosimetría Personal
RX Asesores tiene su servicio de dosimetría certificado bajo Normas ISO
9001/2000.
A continuación se detalla el servicio de Dosimetría Personal desde su
faz organizativa y administrativa hasta su desarrollo técnico:
1) Contratación del Servicio: El centro solicitante debe completar una
planilla de solicitud de servicio especificando datos (nombre, DNI,
etc.) de los usuarios que utilizarán los dosímetros y características de
los equipos que estos usuarios manejan en su ambiente de trabajo.
2) Preparación y envío de Films Monitoring: Los datos de la planilla
de solicitud del servicio son ingresados a una base de datos
especialmente diseñada para la empresa. Una vez ingresados estos
datos se les asigna una codificación específica para cada usuario.
Este procedimiento tiene como objetivo el envío de los films
monitoring marcados a percusión con dicha identificación, la cual
queda registrada en la base de datos.
33
3) Recolección de los Films: Los films se recepcionan
mensualmente por correo o en mano. Dichos films se utilizan durante
el mes y luego se remiten a la empresa para su procesamiento.
4) Registro de recepción de los Films: El sector encargado del
registro y procesamiento de los films es el departamento técnico
(laboratorio) quienes verifican fechas y estados de los films y los
registran en la base de datos mediante la codificación de cada uno
de ellos.
Figura 14
5) Procesamiento de los Films:
a) Pelado de Films: Los films monitoring constan de 2 placas
dosimétricas en cada estuche plástico, las denominadas D10 (placas
de alta sensibilidad) y las D2 (placas de baja sensibilidad). El proceso
de pelado se refiere a separar estos 2 tipos de placas de sus
protecciones plásticas.
34
Cabe destacar que a partir del ítem que nos ocupa, la manipulación
de los films se realizan en el denominado “cuarto oscuro” el cual
presenta las siguientes características: Debe ser hermético a la luz;
la fuente de luz que se utiliza no debe presentar ninguna clase de
luminosidad residual; debe estar equipado con una lámpara de
seguridad cenital que se encontrará a una distancia mínima de 2
metros de los films; la luz procedente de dicha lámpara deberá
tamizarse a través de un filtro Wratten 6B y originarse en una
lámpara incandescente de no más de 15 volts y debe contar con una
ventilación adecuada o un sistema de extractores de aire.
b) Engrillado de Films: Se acondicionan en grillas de revelado
ubicando todas las D10 y las D2. Aquí también se colocan los films
testigos que no hayan estado expuestos. Cabe destacar que la
inclusión de estos films testigos es fundamental para garantizar las
condiciones del procesamiento.
Figura 15
35
c) Revelado de los Films: En primer lugar se procede a la
preparación de los líquidos de revelado, estos se preparan una vez
por mes en bidones plásticos.
El revelador empleado es G 128 AGFA GEVAERT suministrado en
solución concentrada. Se miden 2 litros de revelador y luego se
agrega 8 litros de agua.
El fijador que se emplea es el G 328 AGFA GEVAERT suministrado
en solución concentrada. Se miden 2,5 litros de fijador y luego se
agrega 7,5 litros de agua.
En segundo lugar se instalan 4 bateas de acero inoxidable en la
parte húmeda del cuarto oscuro y cada una de ellas posee un baño
en el siguiente orden: i) batea de revelado; ii) batea de lavado
intermedio; iii) batea de fijador y iv) batea de lavado final.
i) Verificar que la temperatura del baño sea de 20ºC +/- 2. Luego
sumergir los films colocados en la grilla en la batea con solución
de revelado, simultáneamente marcar el tiempo de revelado en el
reloj de cámara oscura durante 3 minutos.
ii) Verificar que la temperatura del baño sea de 20ºC +/- 2 con un
termómetro calibrado. Luego sumergir los films colocados en la
grilla en una batea con agua corriente durante 2 a 3 minutos.
iii) Verificar que la temperatura del baño sea de 20ºC +/- 2 .
Sumergir los films colocados en la grilla en la batea con solución
de fijado durante 10 minutos (con agitación durante los primeros
30 segundos).
iv) Verifica que la temperatura del baño sea de 20ºC +/- 2. Luego
sumergir los films colocados en la grilla en la batea con agua
corriente durante 20 minutos.
Antes del secado se realiza un control, para juzgar la posibilidad de
un buen archivo del film, denominado ensayo de Thio Test, el cual se
realiza de la siguiente manera:
Se coloca una gota de Thio Test (AGFA STRUCTURIX THIO TEST)
sobre el film testigo y se deja actuar durante 2 minutos, luego se
36
seca la gota con papel absorbente. Se deja actuar 1 minuto más y
luego se contrasta el color del film contra el color de la cuña
certificada. Este control como mencione anteriormente nos indica si
el film es archivable o no.
Como último paso del proceso de revelado se dejan secar aplicando
ventilador durante 4 horas.
6) Lectura de Films: La lectura de los films se realizan con un
densitómetro MACBETH TD-929 con el que se procede a dicha
lectura en 3 zonas donde el film estuvo bajo los filtros de plomo (Pb),
cobre (Cu) y aluminio (Al). Para determinar el valor de la energía de
la radiación que incidió sobre el film se procede a normalizar los
valores de densidad óptica aplicando la siguiente expresión:
DO i(norm)=DOi (PDO) – DOit (PDO)+ DO it (Pcal)
DO i(norm): Densidad óptica normalizada bajo el filtro i (Plomo,
Cobre, Aluminio).
DOi (PDO) : Densidad óptica bajo el filtro i (Plomo, Cobre, Aluminio
ventana) obtenido de la planilla “Registro de Dosis” para el film que
se está analizando.
DO it (PDO) : Densidad óptica bajo el filtro i (Plomo, Cobre, Aluminio
ventana) obtenido de la planilla “Registro de Dosis” para el film
testigo correspondiente al lote que se está analizando.
DO it (Pcal) : Densidad óptica bajo el filtro i (Plomo, Cobre, Aluminio
ventana) obtenido del “Informe de lectura de densidades ópticas”
para el film testigo correspondiente al lote utilizado para la
calibración.
Se definen dos puntos, cuyas coordenadas son las siguientes:
Punto 1: x1= DO Al(nom) ; y1= DO Pb(nom)
Punto 2: x1= DO Al(nom) ; y1= DO Cu(nom)
Se trasladan estos puntos a la curva de energía, la cual se describirá
más adelante. Se determina cual es el par de curvas que mejor se
37
ajusta a los puntos 1 y 2. Este par determina la energía que se
asigna al film.
La determinación de la dosis también se describirá junto con las
curvas de energía más adelante.
Figura 16
7) Emisión de Informes: Una vez que todos los films se encuentran
leídos con sus respectivas dosis se procede a la carga de dicha
información en la base de datos. En estas instancias se esta en
condiciones de emitir los informes dosimétricos con las dosis de
radiación recibidas por los films en el transcurso del mes de uso. En
los casos en donde se superan los 2 miliSievert (mSv) se le adelanta
telefónicamente el informe dosimétrico al responsable de uso. En
caso de superar los 20 mSv se procede como lo estipula la Ley
17.557 a la emisión de una nota a la autoridad de salud
correspondiente. Por otro lado, y mediante la misma vía se le
informa al responsable de uso.
38
8) Archivo: Una de las obligaciones que toda empresa que provee
este servicio tiene es la de archivar toda la información durante 30
años cumplimentando la Ley 15.557/67 (Disp. 30/91). Por esta razón
se emiten duplicados de los informes todos los meses para
archivarlos junto con los films ya procesados.
9) Envío de Informes y nuevos Films: Como último paso se procede a
la preparación de la correspondencia en donde se le envían a los
usuarios los informes dosimétricos correspondientes junto con los
films vírgenes para su utilización durante el siguiente mes.
Determinación de curvas de energía y dosis
Para determinar dichas curvas se debe realizar una calibración de
los dosímetros que la empresa utilizará. Dicha calibración la realiza el
Centro Regional de Referencia (CRR) de la Comisión Nacional de
Energía Atómica (CNEA) en el Centro Atómico Ezeiza. Este
procedimiento se realiza de la siguiente forma: En primer lugar se
seleccionan los films y se definen los puntos y condiciones de la
irradiación para enviar al CRR.
El CRR expone los films bajo estas condiciones y emite un informe
de irradiación. Los films irradiados se procesan bajo los parámetros
ya explicados en el ítem 5)c) y se procede a la lectura de los mismos.
Con los datos de la irradiación y la lectura de los films se
confeccionan las familias de “Curvas de Energía”, una para cada
sensibilidad de film. Para cada energía se confeccionan dos curvas
del mismos color, en una se grafica densidad óptica (DO) bajo Cu en
ordenadas y DO bajo Al en abscisas; en la otra se grafica DO bajo
Pb en ordenadas y DO bajo Al en abscisas.
También con los datos de la irradiación y la lectura se confeccionan
las “Curvas de Dosis”. Para los films de sensibilidad D10, para cada
valor de energía, se confeccionan dos curvas: en la primera se
grafican en ordenadas las dosis asignadas y en abscisas la DO bajo
el filtro de Al y en la segunda las dosis asignadas en ordenadas y la
39
DO bajo Pb en abscisas. En el caso de los films D2, se confecciona,
para cada energía, sólo la curva correspondiente a las lecturas
realizadas bajo el filtro de Al. Luego, se ajustan estas curvas
mediante las funciones matemáticas correspondientes de manera tal
que, en cada caso, se obtenga un coeficiente de correlación
R>0.999. Si no se alcanza este valor de coeficiente, se ajusta la
curva mediante otra función matemática hasta lograr el resultado
requerido.
A partir de las Curvas de Dosis se confeccionan las Tablas de Dosis.
En cada hoja de la tabla se identifica la sensibilidad del film, la
energía, el Nº de informe de irradiación, el filtro bajo el cual se realizó
la lectura de la densidad óptica y la fecha de confección de la tabla.
La tabla consta de dos columnas: en la de la izquierda se indican los
valores de DO bajo el filtro correspondiente (Al, Pb) con incremento
de uno, y en la de la derecha la dosis correspondiente en miliSievert
(mSv).
CURVA DE ENERGÍA
0
50
100
150
200
250
300
350
400
450
0 50 100 150 200 250 300 350 400 450
Dóptica Al
Dóptica Cu/Pb
W60_CU
W60_PB
W110_CU
W110_PB
W200_CU
W200_PB
CS_CU
CS_PB
CO_CU
CO_PB
Figura 17
40
Figura 18
41
Conclusiones
La finalidad principal de la protección radiológica es proporcionar un
nivel adecuado de protección para el hombre, sin limitar indebidamente
las prácticas beneficiosas provenientes de la exposición a la radiación.
El monitoraje de los trabajadores expuestos a las radiaciones ionizantes
es la herramienta fundamental que contribuye a alcanzar los objetivos de
la protección radiológica ocupacional, esto es, asegurar que en
condiciones normales de trabajo no se superen los límites de dosis y
reducir las exposiciones al nivel más bajo que razonablemente pueda
alcanzarse.
Un servicio de dosimetría personal apropiado, y que desarrolla sus
actividades bajo estrictas normas de calidad, cumple con el objetivo de
proporcionar un adecuado monitoraje de la dosis que reciben los
trabajadores expuestos a radiaciones ionizantes.
En este trabajo se han presentado los fundamentos básicos de la
protección radiológica, y se ha descripto el funcionamiento de un servicio
de dosimetría personal desde su faz organizativa, hasta,
fundamentalmente, su desarrollo técnico.
42
Bibliografía
(1) ATTIX, F.H. Introduction to Radiological Physics and Radiation
Dosimetry. New York, J. Wiley, 1986.
(2) INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL
PROTECTION. 1990 Recommendations of the International Commission
on Radiological Protection. ICRP Publication N° 60, Annals of the ICRP
v. 21, 1/3, 1990. Oxford, Pergamon, 1990.
(3) LEY 17.557/67 (Disp. 30/91). Instalación y funcionamiento de
equipos generadores de Rayos X.
43
ANEXO I
Análisis estadístico de la Dosimetría Personal de los
usuarios correspondiente a los servicios de Radiología y
Medicina Nuclear
Se analizaron los valores de dosis del año 2005 de los usuarios del
Servicio de Dosimetría Personal de RX Asesores correspondientes a las
áreas de Radiología y Medicina Nuclear de todo el país.
Los casos analizados fueron 3023, de este total, 2511 son trabajadores
del área de radiología, mientras que 512 son profesionales y técnicos
que se desempeñan en medicina nuclear.
Para facilitar el estudio se estableció un valor de corte correspondiente a
una dosis de 6 mSv anual. O sea se restringió el estudio a los registros
dosimétricos de aproximadamente 150 trabajadores.
A continuación se presentan las tablas y los histogramas
correspondientes a los registros dosimétricos de los usuarios de ambas
áreas de trabajo. Se calcularon los valores promedio y las desviaciones
standard de los registros dosimétricos superiores al valor de corte
establecido.
44
Radiología:
Capital Federal (mSv)
10,7 6,9 7,6 7,4 13,9 11,6
7,3 11,2 29,2 12,5 7,4
8,5
32,4 9,9 27,0 6,8 8,6 10,3
13,4 7,2 27,1 21,0 6,4 7,6
7,4 10,0 19,1 6,7 21,6 6,1
10,2 6,0 11,6 8,0 18,6 6,3
12,7 8,0 10,9 8,3 12,4 8,3
9,8 6,5
Provincia de Buenos Aires * (mSv)
10,5 11,0 11,3 6,1 8,1 7,2
10,5 11,0 10,6 10,9 9,5 10,0
10,8 6,5 12,8 9,1 7,8 24,1
11,4 15,9 10,6 6,4 8,6 6,3
16,7 10,6 33,9 9,4 8,0 28,3
12,9 10,6 10,4 14,0 6,5 10,4
12,7 11,6 14,7 10,8 11,5 22,6
6,1 10,5 8,5 34,5 6,0 11,7
Entre Ríos (mSv)
19,9 8,4 11,6 18,6
Mendoza (mSv)
7,1 6,0 29,4 9,1 21,4 11,5
19,2 9,0 9,4 8,6 20,9 40,2
21,3 8,4
Tucumán (mSv)
17,8 9,8 18,0 17,6 9,6 8,7
14,4 11,2 14,2
Salta (mSv)
10,3 8,1 7,5 7,5
Neuquén (mSv) Tierra del Fuego (mSv)
8,0 14,3 8,4 14,2
Santa Cruz (mSv) La Plata (mSv)
7,5 9,5 11,9 8,6
Jujuy (mSv) Córdoba (mSv) Misiones (mSv)
11,7 9,5 6,4
* Pcia de Bs. As. Con excepción de la ciudad de La Plata que se analiza por separado. Tabla 1
45
Radiología
0
20
40
60
80
100
12 18 24 30 36 42mSv
Usuarios
Figura 1
Cabe destacar que sobre un total de 2511 usuarios del área de
Radiología sólo 135 usuarios, es decir, el 5,4% tuvo dosis anuales
superiores a los 6 mSv. La dosis anual promedio de estos 135 usuarios
fue de 12,2 mSv, con una desviación estándar de 6,6 mSv.
Por otro lado, 16 casos superaron el valor de 20 mSv anuales, el cual es
el límite de dosis efectiva recomendada en un año (I.1), la dosis anual
máxima registrada fue de 40,2 mSv.
Total de usuarios
Usuarios con dosis anuales
superiores a 6 mSv
Porcentaje (%)
Promedio (mSv)
Desviación estándar (mSv)
Valor máximo (mSv)
2511 135 5,4 12.2 6.6 40,2 Tabla 2
46
Medicina Nuclear:
Capital Federal (mSv)
6,1 15,9 8,3 10,2 7,4 20,6
Tucumán (mSv)
6,5 15 11,7 7,5 11,8 9,4
6,7 14,9 7,0 10,7 6,1 16,6
Jujuy (mSv) Pcia. Bs. As. (mSv) Salta (mSv)
12,9 8,1 11,5 8,7 7,4
Tabla 3
Medicina Nuclear
0
4
8
12
16
20
12 18 24mSv
Usuarios
Figura 2
En el caso del área de Medicina Nuclear sobre un total de 512 usuarios
sólo 23 usuarios tuvieron dosis superiores a 6 mSv, lo que hace que sólo
un 4,5% del total. La dosis anual promedio de estos 23 usuarios fue de
10,5 mSv, con una desviación estándar de 3,9 mSv
En este caso, solo un trabajador recibió una dosis superior a los 20 mSv,
el valor de dosis máxima registrado fue 20,6 mSv.
Total de usuarios
Usuarios con dosis anuales
superiores a 6 mSv
Porcentaje (%)
Promedio (mSv)
Desviación estándar (mSv)
Valor máximo (mSv)
512 23 4,5 10,5 3,9 20,6 Tabla 4
47
Bibliografía
(I.1) LEY 17.557/67 (Disp. 30/91). Instalación y funcionamiento de
equipos generadores de Rayos X.
48
ANEXO II
Legislación
LEY Nº 17.557
DECRETO Nº 6.320/68
Dosimetría Personal:
En realidad la dosimetría tiene como objeto cumplimentar los artículos
19 y 20 que hacen a las Normas Básicas de Seguridad Radiológica.
En este capítulo debe observarse que:
1) La dosimetría es obligatoria para toda persona afectada al manejo y
utilización de equipos de Rayos X.
2) El sistema a utilizar debe ser uno que esté aprobado y autorizado por
el Ministerio de Salud.
3) El responsable de la instalación (Art. 33) tiene la obligación de
informar a la autoridad de Salud, el detalle de todas las personas que
van a usar dosímetro, así como en forma inmediata las altas y bajas en
dicha lista.
4) La autoridad de Salud informará las dosis acumuladas de cada
usuario.
5) El responsable de la instalación deberá llevar un registro con dichas
dosis conservado durante 30 años. Si la instalación cesara en su
funcionamiento, el registro deberá ser remitido a la autoridad de Salud
hasta que se cumpla dicho lapso.
6) El no uso de dosímetro, así como su uso indebido determina la
aplicación de sanciones.
REGLAMENTACION
DE LA LEY 17.557
VII. Dosimetría Personal:
Art. 21 – Toda persona afectada al manejo y utilización de equipos
destinados a la generación de Rayos X, salvo en aquellas instalaciones
en que la autoridad de Salud Nacional indique expresamente lo
49
contrario, deberá utilizar un sistema de dosimetría personal aprobado
por dicha autoridad a fin de determinar y evaluar las dosis de radiación a
que se halle expuesta.
Art. 22 – El responsable de cada instalación, de acuerdo a la
definición dada en el artículo 33, deberá informar a la autoridad de Salud
Pública, en la oportunidad indicada en los artículos 4º y 10 del presente
decreto, el detalle de las personas que deberán utilizar dosímetro
personal de acuerdo a lo establecido en el artículo 21. Toda modificación
referente a estos datos que se produzca en lo sucesivo, deberá ser
inmediatamente comunicada a la autoridad de Salud Pública.
Art. 23 – El servicio de dosimetría personal a que se refiere este
capítulo será prestado, de acuerdo a las normas que oportunamente
dicte al efecto la autoridad nacional de Salud Pública, por la
correspondiente autoridad de Salud Pública o por las entidades oficiales
o privadas con quienes se convenga esta prestación.
Art. 24 – El servicio de dosimetría personal no será obligatorio en
tanto no se encuentren habilitadas de acuerdo al presente decreto las
instalaciones en que se desempeñe el personal señalado en el artículo
21.
Art. 25 – El responsable de la instalación asignará a cada persona
comprendida en el artículo 21 un dosímetro cuya utilización se dispondrá
en forma que permita la individualización de las dosis a comunicar de
acuerdo al artículo 26.
Art. 26 – La correspondiente autoridad de Salud Pública informará en
términos periódicos y regulares que no excedan de un trimestre, al
responsable de cada instalación, las dosis acumuladas por cada uno de
los dosímetros asignados a su personal, de acuerdo a la información
proveniente del servicio de dosimetría a que se refiere el artículo 23.
Art. 27 – El responsable de la instalación llevará actualizado un
registro, de acuerdo al modelo que establecerá para todo el país la
autoridad de Salud Pública, en el que se consignarán las dosis de
radiación individual que se le comuniquen de acuerdo al artículo 26.
50
Dicho registro podrá ser consultado por el personal interesado, estará a
disposición de la autoridad de Salud Pública que solicite su contralor y
deberá ser conservado durante treinta años en perfectas condiciones.
En caso de cesar el funcionamiento de la instalación, el registro
correspondiente será remitido a la correspondiente autoridad de Salud
Pública para su archivo durante el tiempo que falte para completar el
plazo indicado.
Art. 28 – La no utilización o la utilización indebida de los dosímetros
durante el horario de trabajo determinará la aplicación de sanciones por
parte de la correspondiente autoridad de Salud Pública.
Art. 29 – La autoridad nacional de Salud Pública proveerá a cada
persona directamente vinculada con tareas en las instalaciones a que se
refiere este decreto, de una cartilla individual para el registro de las dosis
de radiación recibidas.
Art. 30 – Los responsables de cada instalación deberán exigir al
personal de su dependencia la presentación de la cartilla mencionada en
el artículo 29 y serán responsables de mantenerla actualizada
asentando los valores que para cada persona les sean comunicados de
acuerdo al artículo 26, coincidentemente con los datos que registre
según las disposiciones del artículo 27.
Art. 31 – Dichas cartillas podrán ser exigidas para su contralor por la
autoridad sanitaria.
RESOLUCIÓN Nº 2.680/68
Queda claro el concepto de obligatoriedad del uso del Dosímetro, ya
mencionado en el Decreto 6.320/68 Capítulo VII Arts. 21 al 31.
En esta Resolución 2.680/68 se detallan mayores características de este
requisito:
1) Cartilla Individual: con carácter de documento personal e
intransferible, que deberá estar en poder del usuario y podrá ser exigido
por el responsable del Servicio.
51
2) El responsable del uso debe solicitar la prestación del Servicio de
Dosimetría.
3) No pude retirarse el dosímetro del establecimiento donde fue
asignado.
4) Un solo usuario puede tener más de un dosímetro, si las tareas que
desempeña así lo requieran.
5) Debe comunicarse de inmediato el cese de tareas de un usuario de
dosímetro.
6) El responsable de uso de la instalación procederá a cambiar el
material dosimétrico, remitiendo el expuesto.
7) Al recibir el resultado, el mismo debe ser asentado en las cartillas
personales y en registros al efecto donde constará:
- Apellido y Nombre del usuario
- Nº de cartilla
- Período evaluado y valor de dosis
8) Conservar estos registros por 30 años (Art. 27 referido al Art. 21 Cap.
VII, Ley 17.557, Decreto 6.320/68).
DISPOSICIÓN Nº 30/91
PERSONAL EN GENERAL
EN 5 AÑOS PROMEDIO X AÑO NO > EN 1 AÑO
ANTES, CON LA
RESOLUCION
273/86
TODO EL CUERPO
UNIFORMEMENTE
100 MILI SIEVERT 20 MILI SIEVERT 50 MILI SIEVERT 50 MILI
SIEVERT/AÑO
GONADAS Y
ORGANOS
HEMATOPOYETICOS EN
PARTICULAR
100 MILI SIEVERT 20 MILI SIEVERT 50 MILI SIEVERT 50 MILI
SIEVERT/AÑO
CRISTALINO 150 MILI SIEVERT 150 MILI SIEVERT NO FIGURA
52
LOCALIZACIÓN DE
CUALQUIER OTRO
SECTOR EN
ESPECIAL:
500 MILI SIEVERT 500 MILI SIEVERT 750 MILI
SIEVERT/AÑO
PIEL, MANOS Y PIES 500 MILI SIEVERT 500 MILI SIEVERT NO FIGURA
SUPERFICIE DEL
ABDOMEN DE LA
MUJER GESTANTE
2 MILI SIEVERT/
LAPSO*
2 MILI SIEVERT/
LAPSO*
MUJER GESTANTE
ENTRE 8ª Y 15ª
SEMANA
0 (EVITAR TODA
EXPOSICIÓN)
0 (EVITAR TODA
EXPOSICIÓN)
0 (EVITAR TODA
EXPOSICIÓN)
0 (EVITAR TODA
EXPOSICIÓN)
EXPOSICIÓN
INCIDENTE DE LA
POBLACION NO
VINCULADA A LA
OCUPACION
1 MILI SIEVERT 1 MILI SIEVERT 1 MILI
SIEVERT/AÑO
* Lapso: desde el conocimiento del embarazo hasta el momento del parto.
Otra novedad que se incorpora en esta norma de radioprotección, es la
posibilidad de irradiar a una mujer embarazada.
Primero, en 1968 la mujer en estado de gravidez debía notificarlo al
radiólogo, mediante certificación médica.
Luego, en 1986, además de ello, se recomienda efectuar los estudios en
casos de dudas durante los 10 días posteriores al comienzo de la
menstruación y advierte que si se ha irradiado a mujeres que
desconocían su estado de gravidez, la autoridad de salud pedirá los
registros a fin de valorar con el genetista la dosis recibida.
En la presente disposición, 1991, además de lo anterior, recomienda la
realización de un test de embarazo frente a períodos menstruales
irregulares y obliga a colocar carteles visibles en el Servicio aconsejando
53
a las mujeres que pudieran estar embarazadas, informarlo al personal
del sector.
RESOLUCIÓN Nº 631/90
Esta Resolución, permite a prestatarios privados de Servicios de
Dosimetría personal, normatizar el desarrollo de esta tarea.
En resumen, sus puntos más importantes determinan lo siguiente:
1) El Servicio de Dosimetría puede ser prestado por la Autoridad de
Salud, personas públicas o privadas que cumplan las normas.
2) Debe estar inscripto como tal.
3) Debe informar las dosis de cada usuario al responsable de uso de la
instalación y a la autoridad de salud.
4) Si algún dosímetro supera los límites máximos sensibles debe
informar al responsable del uso de la instalación, o la autoridad nacional
y provincial de salud.
5) Cada usuario debe tener su cartilla individual otorgada por la
autoridad de salud.
6) El responsable debe tener los registros al día.
7) Los prestadores de dosimetría deberán conservar los registros y las
placas por 30 años.