sobre Protección Radiológica

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1 sobre Protección Radiológica
Nociones Básicas sobre Protección Radiológica

2 El Factor de ponderación
FACTOR DE PONDERACIÓN DE LA RADIACIÓN La Dosis absorbida D, o la dosis absorbida media en un órgano DT, no son magnitudes suficientes en si mismas para caracterizar un daño. El riesgo de efecto biológico no depende solo de la energía depositada por unidad de masa de tejido irradiado sino también del modo en que esta energía es distribuida. El Factor de ponderación El factor de ponderación de la radiación es una medida de los efectos biológicos producidos por las distintas radiaciones, comparados con los producidos por los rayos X y gamma para una dosis absorbida dada.

3 MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS
DOSIS EQUIVALENTE En un tejido T la dosis equivalente HT es : wR Es el factor de ponderación de la radiación, que depende del tipo y energía de la radiación, pero no del tejido irradiado y DTR es la dosis absorbida promediada sobre el tejido T debida a la radiación R Unidad de la dosis equivalente SI: Sievert (Sv) 1 Sv = 1 J / 1 Kg Unidad antigua: rem 1 Sv =100 rem

4 EL FACTOR DE PONDERACIÓN refleja la efectividad biológica relativa RBE de las radiaciones en la producción de efectos estocásticos a bajas dosis.

5 La Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP)
Es una asociación científica independiente dedicada a fomentar el progreso de la ciencia de la protección radiológica para beneficio público. Para ello edita periódicamente documentos científicos en forma de recomendaciones o guías en todos los aspectos de la protección radiológica. La ICRP se fundó en 1928 por la Sociedad Internacional de Radiología, llamándose en un primer momento Comité Internacional de Protección ante los Rayos-X y el Radio, cambiando en 1950 su nombre al actual. Su sede se encuentra en el Reino Unido y su secretaría científica en Suecia.

6 Factores de ponderación de la radiación ICRP 60
Tipo de radiación y rango energético Factor de ponderación Fotones todas las energías 1 Electrones de todas las energías Neutrones < 10 keV 5 Neutrones 10 keV a 100 keV 10 Neutrones > 100 keV hasta 2 MeV 20 Neutrones > 2 MeV hasta 20 MeV Neutrones > 20 MeV Protones > 2 MeV Partículas alfa

7 Factores de ponderación de la radiación ICRP 103
Tipo de radiación WR Fotones todas las energías 1 Electrones de todas las energías Neutrones Función de la energía fig.1 Protones 2 Partículas alfa 20

8 DOSIS EQUIVALENTE cont.
Una dosis equivalente de 1 SIEVERT representa la cantidad de dosis de radiación que es equivalente, en términos de un daño biológico especificado, a 1 Gray de rayos X o gamma.

9 Ejercicio 1: ¿Por qué es 1 mGy de radiación alfa considerado más dañino al tejido que 1 mGy de radiación beta?

10 1 mGy de radiación  produce al tejido una dosis equivalente de 20 mSv
Sol: WR= 20 WR= 1 H = x 20 = Sv = 20 mSv H = x 1= Sv = 1mSv 1 mGy de radiación  produce al tejido una dosis equivalente de 20 mSv 1 mGy de radiación  produce al tejido una dosis equivalente de 1 mSv

11 Ejercicio 2: Calcule la dosis equivalente total al tejido proveniente de dosis separadas de 3 mGy de gamma, 0.6 mGy de neutrones de 100 KeV y 1 mGy de radiación beta.

12 Sol: WR= 1 WRn= 10 w  = 1 H = x 1 = Sv = 3 mSv Hn = x 10 = Sv = 6 mSv H = x 1 = Sv = 1 mSv HT= = 10 mSv

13 MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS cont.
DOSIS EFECTIVA (E) Cuando la exposición del organismo no es uniforme, para la estimación de los efectos habrá que tener en cuenta la dosis absorbida por los distintos órganos. Para ello se define la dosis efectiva (E). La dosis efectiva es la suma ponderada de las dosis equivalentes medias, recibidas en los distintos órganos o tejidos. donde: HT : Dosis equivalente media en órgano o tejido T WT : Factor de ponderación relativo al tejido T Unidad:J.Kg-1, Sv

14 Factores de ponderación ICRP 103:
0.05 0.05 0.20 0.05 0.05 0.05 0.05 ** ** Agregado en el ICRP 103 En rojo valores recomendados ICRP 60

15 Ejercicio 1: Calcular la dosis efectiva producida en un individuo que se ha expuesto a 20 mSv de radiación  en todo el cuerpo.

16 Sol: H= 20 mSv WT= 1 (todo el cuerpo) E = x 1 = Sv = 20 mSv H = E

17 MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS ADICIONALES (Para contaminación interna)
La dosis equivalente comprometida se define mediante la siguiente expresión: Unidad: J.kg-1 = Sv La integral corresponde a una sola incorporación al tiempo to y donde, HT es la tasa de dosis equivalente en un tejido u órgano T, al tiempo t ,y t es el período de tiempo sobre el cual se efectúa la integración. Cuando no está especificado, se toma igual a 50 años para adultos y en el caso de niños, se integra hasta la edad de 70 años.

18 MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS ADICIONALES (Para contaminación interna)
DOSIS EFECTIVA COMPROMETIDA, E(t) Si las dosis equivalentes comprometidas en cada tejido u órgano debidas a una dada incorporación se multiplican por los correspondientes factores de ponderación wT, y se suman dichos productos, se obtiene la dosis efectiva comprometida, Unidad: J.kg-1 = Sv

19 MAGNITUDES PARA GRUPOS DE INDIVIDUOS EXPUESTOS
DOSIS EQUIVALENTE COLECTIVA, ST Esta magnitud expresa la exposición total a la radiación de un órgano determinado T, en un grupo de individuos Unidad: Sv.hombre Donde Ni es el número de individuos expuestos del grupo i y HT,i es la dosis equivalente media del grupo i en el órgano T.

20 MAGNITUDES PARA GRUPOS DE INDIVIDUOS EXPUESTOS
DOSIS EFECTIVA COLECTIVA, S Si se desea dar una medida de la exposición a la radiación en una población, se puede calcular la dosis efectiva colectiva Unidad: Sv.hombre Donde Ni es el número de individuos expuestos del grupo i y Ei es la dosis efectiva media del grupo i.

21 RESUMEN: MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS BÁSICAS Mag. Dosimetrica Símbolo
Unidad Actual Dosis Absorbida D Gy Dosis Equivalente HT Sv Dosis Efectiva E RESUMEN: MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS ADICIONALES Mag. Dosimetrica Símbolo Unidad Actual Dosis Equivalente Comprometida HT(t) Sv Dosis efectiva Comprometida E(t)

22 RESUMEN: MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS PARA GRUPOS EXPUESTOS
Mag. Dosimetrica Símbolo Unidad Actual Dosis Equivalente Colectiva ST(t) Sv.h Dosis Efectiva Colectiva S(t)

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24 Enumerar en orden decreciente del daño que produce
Ejercicio 1: Enumerar en orden decreciente del daño que produce sobre un individuo los distintos tipos de radiaciones. 20 mGy de radiación X en pulmón + 15 mSv de radiación con neutrones térmicos en esófago. 8 Gy de radiación  en esófago. 3 mGy de radiación  en hígado + 15 mSv de radiación  en vejiga. 20 mSv de radiación  en todo el cuerpo. Una dosis efectiva de 20 mSv.

25 Ejercicio 2: Un individuo recibe 10 mSv de radiación  en hígado + 5 mGy de radiación X en pulmón. ¿Cual es la dosis efectiva total recibida por el individuo?

26 Ejercicio 3: Un individuo recibe 10 mSv con neutrones de energía mayor a 20 MeV en vejiga + 5 mGy de radiación  en pulmón. ¿Cual es la dosis efectiva total recibida por el individuo?

27 Resumen FACTOR DE PONDERACIÓN TIPO DE RADIACIÓN (WR)
TIPO DE TEJIDO (WT) DOSIS ABSORBIDA DOSIS EQUIVALENTE DOSIS EFECTIVA (Sv) (Gy) (Sv)

28 DOSIS EQUIVALENTE COLECTIVA
Resumen GRUPO DE INDIVIDUOS DOSIS EQUIVALENTE DOSIS EQUIVALENTE COLECTIVA (Sv.h) GRUPO DE INDIVIDUOS DOSIS EFECTIVA DOSIS EFECTIVA COLECTIVA (Sv.h)

29 Tiempo Control Distancia Blindaje IRRADIACIÓN EXTERNA
Fuente exterior al cuerpo , el efecto se detiene cuando se detiene la exposición. Tiempo Control Distancia Blindaje

30 IRRADIACIÓN EXTERNA TIEMPO Las dosis absorbidas por irradiación externa son directamente proporcionales al tiempo durante el cual se estuvo expuesto al campo de radiación. UNA BUENA PLANIFICACIÓN Y UN CONOCIMIENTO ADECUADO DE LAS OPERACIONES A REALIZAR PERMITIRÁ UNA REDUCCIÓN DEL TIEMPO DE EXPOSICIÓN.

31 Por ejemplo, si un instrumento dice que el nivel de radiación en un área es de 150 Sv /h y que lleva 6 horas completar una tarea, la dosis recibida sería: 150 Sv /h x 6h = 900 Sv Un adecuado planeamiento del trabajo puede reducir el tiempo invertido en la tarea de 6 a 4 horas – y en ese caso la dosis absorbida sería de 150 Sv /h x 4h = 600 Sv

32 TIEMPO cont. Condiciona los diseños de sistemas o componentes, de modo que las tareas de reparación, mantenimiento e inspección en servicio sean ejecutadas de manera sencilla y rápida. Se tiende a la robotización. En los casos en los que no se tenido en cuenta esas previsiones de diseño se rota al personal de modo de respetar los limites individuales de dosis. Esto mantiene bajo control los riesgos individuales pero no modifica LA DOSIS del personal en su conjunto.

33 Si se desea limitar la dosis a recibir a un cierto valor prefijado, y se conoce la tasa de dosis, se puede calcular el máximo tiempo de exposición usando la siguiente fórmula: Si se desea limitar la dosis a 750 Sv, ¿cuánto tiempo se podrá trabajar bajo una tasa de dosis de 500 Sv /h?

34 Ejercicio 1: ¿Durante cuánto tiempo es posible permanecer en un campo de radiación de 2 mSv /h si se tiene una limitación de dosis máxima total de 100 Sv? Rta: 3 min.

35 IRRADIACIÓN EXTERNA DISTANCIA La dosis recibida es inversamente proporcional al cuadrado de la distancia a la fuente radiactiva (geometrías puntuales, es decir cuando las distancias punto - fuente son significativamente mayores que las dimensiones de la fuente). ES RECOMENDABLE LA UTILIZACIÓN DE DISPOSITIVOS O MANDOS A DISTANCIA EN AQUELLOS CASOS EN QUE SEA POSIBLE.

36 DISTANCIA cont. 1 2 d1 d2 Cuando la distancia punto-fuente es comparable a las dimensiones de la fuente, la reducción de la tasa de dosis como consecuencia del aumento de dicha distancia, es menos notable y función de la geometría de la fuente.

37 Ejercicio 1: Si el campo de radiación gamma a 1 m de distancia a la fuente es 320 Sv/h, ¿cuánto vale a 4 m? Rta: 20 Sv/h a 4 m. Ejercicio 2: Si el campo de radiación gamma a 6 m de una fuente mide 20 Sv/h, ¿qué campo de radiación esperaría a 4 m de la fuente? Rta: 45 Sv/h .

38 IRRADIACIÓN EXTERNA BLINDAJE La interposición de espesores de materiales adecuados entre las fuentes de radiación y las personas expuestas resulta eficiente para el control de la exposición a la irradiación externa. La atenuación que sufre la radiación ionizante depende de su naturaleza, de su propia energía y de la naturaleza del material absorbente.

39 BLINDAJE cont. Partículas Alfa: El reducido alcance de las partículas alfa en aire (aproximadamente 1 cm por MeV de energía) y su escasa penetración en el tejido (no llegan a atravesar la capa basal de la piel estimada en 70 m), hacen innecesario cualquier tipo de protección contra la radiación externa. Partículas beta: Dado su alcance finito, la tasa de fluencia de partículas beta puede reducirse a cero si se interpone un material de espesor mayor o igual al alcance de las partículas en dicho material. Para materiales de bajo número atómico se cumple que:

40 BLINDAJE cont. Donde Ra y a son el alcance de la partícula en el material a y la densidad del material a respectivamente. Donde Rb y b son el alcance de la partícula en el material b y la densidad del material b respectivamente.

41 BLINDAJE cont.

42 BLINDAJE cont. Como blindantes para radiación beta se utilizan materiales de bajo número atómico tales como aluminio, lucite y vidrio, a fin de reducir la generación de radiación secundaria de frenado (bremsstrahlung) constituida por rayos X. Para fuentes de radiación beta con actividad mayor que algunas decenas de GBq (cientos de milicuries) generalmente es necesario adicionar un blindaje de plomo para atenuar la radiación de frenado. Este último requerimiento es especialmente importante en el caso de radiación  +, porque al detenerse se aniquilan originando dos fotones de 0,51 MeV de energía cada uno.

43 BLINDAJE cont. Blindaje de radiación indirectamente ionizante (fotones y neutrones): La atenuación de un haz de radiación indirectamente ionizante en un material sigue, con bastante aproximación, una función exponencial negativa. Por lo tanto, la interposición de un blindaje de espesor x entre una fuente de radiación y un punto de interés P, produce una atenuación de la tasa de dosis en dicho punto de acuerdo a la siguiente expresión:

44 BLINDAJE cont. donde es la tasa de dosis en el punto de interés P cuando no hay ningún blindaje interpuesto entre la fuente y dicho punto, figura 1 (a). es la tasa de dosis en el punto de interés P cuando se interpone un blindaje de espesor t entre la fuente y dicho punto, figura 1 (b). es el factor de atenuación

45 BLINDAJE cont. Del análisis de la expresión anterior surque que: Para que la tasa de dosis se reduzca a cero sería necesario un blindaje de espesor infinito (dicho de otra manera, es imposible reducir a cero la tasa de dosis por interposición de blindaje). Si permanecen constantes todos los otros factores (geometría, tipo y energía de la radiación incidente y densidad y composición del material del blindaje) la relación que representa la fracción transmitida o factor de transmisión, es solo función del espesor del material interpuesto

46 RELACIÓN DE TRANSMISIÓN k PARA RADIACIÓN GAMMA PARA PLOMO

47 RELACIÓN DE TRANSMISIÓN k PARA RADIACIÓN GAMMA PARA PLOMO

48 RELACIÓN DE TRANSMISIÓN k PARA RADIACIÓN GAMMA PARA CONCRETO

49 RELACIÓN DE TRANSMISIÓN k PARA RADIACIÓN GAMMA PARA CONCRETO

50 RELACIÓN DE TRANSMISIÓN k PARA RADIACIÓN GAMMA PARA EL ACERO

51 Fuente Plomo Hormigón Acero Cs 137 Ejercicio:
Calcular el espesor de blindaje necesario para obtener una tasa de dosis de 10 Gy /h a 1 m de distancia de una fuente puntual isotrópica gamma de 0.1 Ci. Fuente Plomo Hormigón Acero Cs 137

52 BLINDAJE cont. Si se aumenta o reduce la potencia de la fuente, a igualdad de los otros factores, la tasa de dosis aumentará o disminuirá proporcionalmente. Para reducir a la mitad la tasa de dosis en un punto será necesario agregar un espesor de blindaje, denominado hemiespesor , que vale: Es decir, cuando se agrega un hemiespesor de blindaje, se cumple que:

53 BLINDAJE cont. donde es la tasa de dosis en P antes de agregar el hemiespesor es la tasa de dosis en P luego de agregar el hemiespesor La selección de los materiales a emplear depende de condiciones técnicas y económicas. Para radiación X y gamma la eficiencia relativa de los distintos materiales varía con la energía de los fotones. A bajas energías, donde prima el efecto fotoeléctrico, es notable la eficiencia de materiales de alto número atómico, tales como el plomo, con respecto a otros de número atómico bajo, como el hormigón y el agua.

54 BLINDAJE cont. Una situación similar se presenta a altas energías (fotones de más de 10 MeV) donde es preponderante el efecto de formación de pares. Para energías intermedias, donde predomina el efecto Compton, la eficiencia es aproximadamente proporcional a la densidad de los materiales. Esto último justifica, si no hay razones de espacio o peso, el uso masivo de hormigón común como blindaje. Para radiación neutrónica, se requiere el empleo de materiales blindantes con buen contenido de hidrógeno.

55 BLINDAJE cont. Ello asegura buena eficiencia de moderación y rápida convergencia desde energías altas a térmicas y facilita la posterior captura. Se suele emplear agua, parafina, poliestireno u otros polímeros y hormigón. En instalaciones de envergadura y, cuando la funcionalidad lo permite, se prefiere el hormigón porque no requiere mantenimiento ni controles repetitivos (como en el caso del agua), no presenta el riesgo de incendio (como en el caso de la parafina y otros polímeros) y, además, es buen blindante de la radiación gamma (recuérdese que en general se deben blindar campos mixtos , es decir de neutrones y fotones)

56 HVL: half-value layer, es el espesor de absorbente requerido para reducir la radiación gamma a la mitad de su intensidad anterior.

57 Ejemplo: Un haz de radiación gamma es detectado saliendo de un pequeño agujero en el piso. Un detector de radiación gamma mide una lectura de 20 mSv/ h en el agujero. Se supone que la energía gamma es de alrededor de 1 MeV. El campo de radiación debe ser reducido a menos que 10 Sv / h. Se dispone de algunos bloques de plomo de 50 mm de espesor. ¿Cuántos de ellos se requerirán para bloquear totalmente el haz?

58 Sol: El campo de radiación debe ser reducido de 20 mSv/ h (= Sv / h) a 10 Sv / h, lo cual corresponde a un factor de / 10 = Sabemos que 1 HVL reducirá el campo en un factor 2, y otros 10 HVLs lo reducirán en un factor 1024, es decir que: que necesitaremos 11 HVLs. Donde los coeficientes 1,2,…..11 son la cantidad de HVL necesarios. La Figura 7.9 nos dice que para 1 MeV de radiación gamma corresponden 8 mm de plomo. Por lo tanto, necesitaremos 11 x 8 mm = 88 mm. Parecería que dos bloques de 50 mm de plomo nos alcanzan.

59 BUILD-UP Este factor toma en cuenta la radiación gamma adicional, que llega al detector como consecuencia de los fotones que son dispersados en el material y otras radiaciones subsidiarias. En la mayoría de los blindajes de importancia práctica la radiación fotónica que llega al punto de interés (por ejemplo, un detector o el cuerpo humano) se puede subdividir en 3 partes: Los fotones no colisionados. Los fotones que interactuaron con el medio material y fueron dispersados. Radiación subsidiaria de baja intensidad, generada localmente en el medio material, debida a interacciones de los fotones con el medio (por ejemplo, radiación de aniquilación).

60 BUILD-UP cont. En estas condiciones, la tasa de fluencia total para el caso de una fuente puntual a una distancia r es dónde B es el factor de acumulación para la tasa de fluencia.

61 BUILD-UP En forma general el factor acumulación se puede definir como: La geometría de la fuente más empleada es la puntual si bien también se ha calculado B para otras geometrías.

62 BUILD-UP Se ha demostrado que el factor B depende de: La naturaleza del medio atravesado por la radiación (número atómico, Z) La energía de la fuente de fotones, La distancia, en caminos libres medios ( r), entre la fuente y el punto de interés, La geometría de la fuente, La magnitud considerada (dosis, calentamiento, etc.)

63 Fórmulas empíricas para calcular el factor de acumulación
FÓRMULA DE BERGER FÓRMULA DE TAYLOR

64 Cuando las fuentes de radiaciones son sustancias radiactivas, se pueden agregar dos recomendaciones adicionales:               Esperar, ya que a medida que pasa el tiempo la radiactividad decrece. Claro está, esto es válido para sustancias con vidas medias cortas.               Diluir, cuando se trata de líquidos o gases radiactivos (por ejemplo ventilar los locales donde se sospecha que hay radón).

65 ( Incorporación de Radionucleídos)
IRRADIACIÓN INTERNA ( Incorporación de Radionucleídos) Fuente interior al cuerpo La irradiación interna continúa mientras subsista el depósito Radioactivo. Vías de entrada: Inhalación Ingestión Absorción a través de la piel sana Absorción por heridas

66 CONTAMINACIÓN INTERNA, Vias de entrada cont.
Inhalación El material radiactivo incorporado por inhalación se deposita, inicialmente, en los distintos tramos del tracto respiratorio de donde se depura por transferencia a la sangre y hacia los ganglios linfáticos y también, por pasaje al tracto gastrointestinal. Ingestión Parte del material radiactivo incorporado por ingestión se transfiere hacia los líquidos extracelulares, particularmente, a nivel del intestino delgado. El resto es excretado por heces.

67 CONTAMINACIÓN INTERNA,Vias de entrada cont.
Incorporación por piel La piel es, en general, una buena barrera para la incorporación de material radiactivo. De cualquier forma, la absorción a través de la piel sana se da en el caso de agua tritiada y de yodo. Para tritio se considera que la actividad pasa en su totalidad a los fluidos del cuerpo cualquiera sea la vía de entrada. La piel que ha sufrido una lesión (herida, quemadura química o térmica), deja de ser una barrera contra la incorporación de productos radiactivos.

68 Incorporación por piel cont.
El material que ha atravesado la barrera cutánea puede ser transferido directamente a los líquidos extracelulares o bien, ser retenido en los tejidos subcutáneos y muscular y en los ganglios linfáticos locales.

69 ( incorporación de radionucleídos)
IRRADIACIÓN INTERNA ( incorporación de radionucleídos) El modo fundamental de protección contra la contaminación Interna lo constituye la CONTENCIÓN. Medios adicionales: Máscaras: Controlar el ingreso por vía inhalatoria e Ingestión. Trajes estancos: Prevenir el ingreso a través de la piel. Sistemas de ventilación: Reducir la concentración de material radioactivo en el aire. Control

70 Equipos de confinamiento
Cuando se deben realizar tareas específicas con mayores niveles probables de riesgo de contaminación, se usan los equipos de confinamiento, el uso de los mismos permite realizar tareas que no serían posibles sin ellos. La calidad del confinamiento (grado de estanqueidad, tipo de blindaje, calidad de ventilación y filtración del aire) dependerán principalmente de: − la toxicidad del material − la cantidad involucrada − la actividad específica − la forma química y física − el tipo de operación requerida

71 Mencionamos algunos equipos por orden creciente de
protección y complejidad: Campana de extracción de humos o campana radioquímica: equipo utilizado cuando los riesgos debidos a irradiación y a contaminación son pequeños. Caja de guantes: equipo utilizado cuando el riesgo debido a irradiación es pequeños, en cambio para contaminación es grande. Caja de guantes blindada: equipo utilizado en condiciones similares al del caso anterior, pero se incrementa el riesgo de irradiación. Para lo cual se le agrega un blindaje biológico y algún dispositivo de manipulación remota, generalmente pinzas simples o articuladas.

72 Equipos de confinamiento cont.
Celda caliente βγ : equipo utilizado cuando el riesgo debido a irradiación es muy importante, en cambio para contaminación es pequeño. El blindaje biológico y los dispositivos de manipulación remota son fundamentales, se utilizan telepinzas, telemanipuladores articulados, etc. Celda caliente αβγ : equipo utilizado cuando ambos riesgos son muy importantes, por lo tanto todos los aspectos de la protección son fundamentales.

73 Campana de extracción Consiste de un gabinete con una abertura frontal en la que se ubica una persiana transparente de apertura regulable. Un ventilador extractor impulsa el aire desde el exterior hacia la mesa de trabajo, y desde allí al exterior. Puede tener instalado en el ducto de salida del aire, un sistema de filtros para retener los contaminantes.

74 Cajas de guantes (GB) Recinto estanco que confina el material radiactivo o tóxico para prevenir su diseminación en el área de trabajo, o se maneja material que no debe estar en contacto directo con el medio ambiente o el operador. Generalmente, es un gabinete de marcos metálico, con paredes de acrílico resistente, provisto de guanteras y sistema de ventilación. El aire ingresa al recinto y sale al exterior por conductos con filtros.

75 Cajas de guantes (GB) cont.
Todas las entradas de servicios por ejemplo electricidad, aire comprimido, gas, etc., son estancas. Tienen siempre instalado un instrumento que indica en todo momento la depresión interior.

76 Cajas de guantes (GB) cont.
Aplicaciones Son para agentes de riesgos de contaminación moderados y altos. Por ej.: − Manipulación de radionucleidos emisores alfa (Ej.: Pu). − Manipulación de radionucleidos beta débiles (Ej.: H-3). − Manipulación de materiales no radiactivos tóxicos (Ej.: Be). − Manipulación de materiales pirosfóricos. − Manipulación de bajas actividades de emisores gamma si se tienen las precauciones de atenuación necesarias.

77 Cajas de guantes (GB) cont.
Materiales a. Material estructural: materiales resistentes al impacto, abrasión y ataque químico, fácilmente descontaminables, acero inoxidable, chapa pintada con epoxi, PVC, fibra de vidrio pintada con epoxi, etc. b. Material paneles transparentes: materiales que soporten cambios de temperatura y presión, que resistan ataques químicos manteniendo la transparencia, vidrio laminado, policarbonato, metacrilato de metilo, etc. Se usa burlete de goma para mantener la estanqueidad entre los paneles y los marcos.

78 Cajas de guantes (GB) cont.
c. Material de guantes: materiales flexibles, resistentes a la abrasión, a la difusión de vapor de agua, y solventes; neoprene, hypalon y látex, este último, es mucho más económico aunque presenta una menor resistencia a los solventes.

79 Cajas de guantes blindadas
Son recintos con todos los requisitos especificados en el punto anterior, a los cuales se le agrega un material de alta densidad para proteger al operador de la irradiación. Se les suele reemplazar las guanteras por dispositivos sencillos de manejo remoto (pinzas). Si hay guanteras, por ejemplo para descontaminar desde el exterior, las mismas están tapadas por un tapón de plomo durante la operación normal.

80 Cajas de guantes blindadas cont.
Las pinzas de manipulación remota se mueven en todas direcciones. En cuanto a los métodos de instalación de servicios, son iguales que para las cajas de guantes, la diferencia es que como el riesgo de irradiación es mayor, los tapones y pasajes por el blindaje, deben ser laberínticos para disminuir las fugas.

81 Cajas de guantes blindadas cont.
Se puede decir que las cajas de guantes blindadas son recintos para un nivel de actividad intermedio, entre las celdas calientes propiamente dichas y las cajas de guantes.

82 Cajas de guantes blindadas cont.
Materiales Los mismos expresados en el punto anterior. Materiales de blindaje, en general ladrillos de plomo normalizados, plástico cuando hay neutrones, el mismo plástico de la caja sirve para las betas. Vidrio plomado para los visores. Requisitos y ensayos son los mismos que para cajas de guantes, se agregan los de verificación de fugas en el blindaje. En cuanto a estanqueidad y ventilación, son los de cajas de guantes.

83 Celdas calientes Recintos blindados, que presentan el mayor grado de protección, aptos para manejar cualquier nivel de actividad. Para la manipulación se utiliza una amplia variedad de equipos remotos (telemanipuladores). Las celdas calientes en general son los equipos de protección más complicados y sofisticados

84 Celdas calientes cont. Entre sus usos principales, tenemos: Examen postirradiación de elementos combustibles y de materiales activados; Reprocesamiento experimental de elementos combustibles, Producción de radioisótopos de activación para uso médico y de fuentes de irradiación, Trabajos de investigación que involucren niveles de actividad elevados, procesos radioquímicos industriales, etc.

85 Celdas calientes cont. Hay dos tipos fundamentales de celdas calientes: a. Celda caliente βγ: equipo que tiene bajo requerimiento de estanqueidad, utilizado cuando el riesgo debido a irradiación es muy importante, en cambio para contaminación es pequeño. No se realizan operaciones o procesos con fuentes abiertas emisoras de rad. Alfa. b. Celda caliente αβγ: equipo que tiene gran requerimiento de estanqueidad, utilizado cuando ambos riesgos son muy importantes, por lo tanto todos los aspectos de la protección son fundamentales.

86 Celdas calientes cont. Materiales y especificaciones Blindaje biológico: uno de los materiales más comunes es el concreto, en mezclas especiales de cemento baritado o con el agregado de acero ( para aumentar la densidad), o limonita magnética (incrementan el contenido de porcentual de hierro), agua para mejorar la atenuación de neutrones). Otro material es el plomo como pared de ladrillo plomado con varias capas de ladrillos con las junturas doblemente trabadas.

87 Celdas calientes cont. Las ventanas son de vidrio plomado con aditivos para evitar el ennegrecimiento por radiación, por ej. (ventanas secas) placas estabilizadas con Ce del lado mas caliente, o (ventanas húmedas) placas separadas rellenas con líquido.

88 Celdas Calientes-Laboratorio LAPEP-CAE

89 EQUIPOS DE MANIPULACIÓN REMOTA
Pinzas: se usan en las cajas de guantes blindadas, pueden ser pinzas simples, o más complejas con la muñeca y/o el codo articulados. Telemanipuladores: hay diferentes tipos de telemanipuladores, algunos muy robustos que permiten levantar entre 10 y 25 Kg , hay de potencia que pueden llegar a los 100Kg. Los manipuladores tienen en general 6 grados de movimiento, X (derecha - izquierda), Y (adelante - atrás), Z (arriba - abajo), además de los movimientos de elevación y azimutal de la muñeca, y el de rotación de la pinza.

90 Funda “booting”: es un accesorio fundamental para todos estos equipos; es el que previene la contaminación del brazo Puede ser de PVC, o de compuestos especiales con mejor resistencia a los ataques químicos.

91 PROTECCIÓN PERSONAL El objeto principal de usar protección personal es dar un grado extra de protección, acompañando a los sistemas de protección fijos cuando estos no son suficientes, o se deterioraron, o no existen por una circunstancia anormal o no prevista. Los objetivos son: 1. mantener la dosis por irradiación tan baja como sea razonable. 2. minimizar la entrada de radionucleidos dentro del cuerpo humano, por ingestión, inhalación o absorción, o a través de heridas, cuando existe o se maneja material radiactivo no confinado.

92 El grado de protección requerido es una función de:
PROTECCIÓN PERSONAL cont. El grado de protección requerido es una función de: La cantidad de radionucleido involucrado. El tipo de radionucleidos involucrados. La naturaleza de las operaciones que se llevan a cabo. Del diseño del laboratorio o sitio disponible para la tarea. No se requiere vestimenta especial cuando se manejan fuentes radiactivas en contenedores sellados, excepto cuando se las abre ex profeso o de forma accidental.

93 Ropa de protección En general, no se requiere ropa de protección, si la cantidad de radionucleido que se manipula es menor de la cantidad libre de control, basado en reglamentaciones locales. Para trabajo de nivel bajo de riesgo (esto es relacionando la radiotoxicidad y la cantidad, es aconsejable usar: − Guardapolvos o mamelucos. − Cubrezapatos en forma de bolsa plástica o de tela para enfundar los zapatos, deberían estar disponibles, para prevenir de posibles contaminaciones en el piso. − Guantes plásticos o de látex son recomendables si se manejan soluciones químicas o polvos.

94 Para trabajo de nivel medio de riesgo se recomienda:
− Mamelucos (Monos - Overall). − Capuchas − Guantes − Cubrezapatos o zapatos especiales Para niveles altos de riesgo, si se entra en zonas con mayores niveles de riesgo donde hay material no confinado, puede necesitar varias capas (o juegos) de ropa de protección, este tipo de trabajo no debería ser encontrado en operación normal, pero normalmente ocurre en operaciones de mantenimiento y limpieza de instalaciones que usan grandes cantidades de radionucleidos.

95 Protección respiratoria
La protección respiratoria debe ser usada cuando: las concentraciones de materiales radiactivos en la atmósfera, superan los límites de concentración permitidos. La protección respiratoria puede variar desde simples respiradores o mascarillas que separan contaminantes del aire, hasta sistemas autocontenidos o con suministro de aire, e independientes de la atmósfera.

96 Vestimentas blindantes
Para el contacto cercano con materiales radiactivos que emiten radiación poco penetrante, vestimenta blindada tal como guantes de cuero, delantales y guantes plomados, protección de ojos con lentes de cristales neutros o plásticos especiales, pueden ser usados para disminuir las dosis recibidas. El cuero, la goma, y los plásticos son efectivos contra la mayoría de las radiaciones beta.

97 Vestimentas blindantes cont.
Prendas cargadas con materiales de alto zeta, como el plomo por ejemplo, son muy efectivas como blindaje para las radiaciones x dispersas de baja energía. A mayores energías, el gran incremento de peso, y la pérdida de flexibilidad debido al espesor necesario para atenuar la radiación, vuelve impráctico el uso de ropa blindante.

98 Muchas Gracias por su atención !