Este documento trata sobre la protección radiológica y la dosimetría. Explica la clasificación del personal que trabaja con radiaciones ionizantes en trabajadores expuestos de categoría A y B, y miembros del público. También describe los límites de dosis para trabajadores y público, así como las unidades de medida como gray, sievert y roentgen.

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PROTECCION RADIOLOGICA
Elaborado por: Revisado por: Aprobado por:
Apostol Dimitropulos Escuela de Salud Escuela de Salud
Rodríguez
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UNIDAD II
DOSIMETRIA- MARCO LEGAL
CLASIFICACIÓN DEL PERSONAL
Por razones de seguridad, vigilancia y control radiológico, las personas que trabajan en las
instalaciones con riesgo radiológico se clasifican, en función de las condiciones en que realizan su
trabajo, en:
Trabajadores expuestos
Miembros del público
Trabajadores expuestos
Son personas que, por las circunstancias en que se desarrolla su trabajo, bien sea de modo
habitual, bien de modo ocasional, están sometidas a un riesgo de exposición a las radiaciones
ionizantes susceptible de entrañar dosis superiores a alguno de los limites de dosis para miembros
del público.
Los estudiantes y personas en formación, mayores de dieciocho años, que, durante sus estudios,
se encuentren expuestos a radiaciones ionizantes, se consideran incluidos en esta categoría.
Los trabajadores expuestos se clasifican en dos categorías:
Categoría A
Pertenecen a esta categoría los que puedan recibir una dosis efectiva superior a 6 mSv por año
oficial, o una dosis equivalente superior a 3/10 de los límites de dosis equivalente para el cristalino,
la piel y las extremidades.
Categoría B
Pertenecen a esta categoría aquellos que es muy improbable reciban dosis efectivas superiores a
6 mSv por año oficial, o a 3/10 de los límites de dosis equivalente para el cristalino, la piel y las
extremidades.
La condición de trabajador expuesto de categoría A exige obligatoriamente:
Superar el reconocimiento médico de ingreso y los reconocimientos periódicos.
Haber recibido formación en protección radiológica.
Utilizar obligatoriamente dosímetro individual que mida la dosis externa,
representativa de la totalidad del organismo siempre que realicen trabajos que
supongan riesgos de exposición externa.
Utilizar dosímetros adecuados en las partes potencialmente más afectadas, en el caso de riesgo de
exposición parcial o no homogénea del organismo.
Someterse a los controles dosimétricos pertinentes, en caso de existir riesgo de
contaminación interna.
La condición de trabajador expuesto de categoría B exige obligatoriamente:
Superar el reconocimiento médico establecido.
Haber recibido formación en Protección Radiológica.
Estar sometido a un sistema de vigilancia dosimétrica que garantice que las dosis recibidas son
compatibles con su clasificación en categoría B.
A cada trabajador expuesto le será abierto:
Un protocolo médico individual, conteniendo los resultados del examen de salud previo a su
incorporación a la instalación y los exámenes médicos anuales y ocasionales.
Un historial dosimétrico individual que, en el caso de personas de categoría A, debe contener como
mínimo las dosis mensuales, las dosis acumuladas en cada año oficial y las dosis acumuladas
durante cada período de 5 años oficiales consecutivos, y en el caso de personas de categoría B,
las dosis anuales determinadas, o estimadas, a partir de los datos de la vigilancia radiológica de
zonas.
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De acuerdo con las recomendaciones de la Comisión Internacional de Protección Radiológica, en
su publicación nº 73, la mayoría de las personas que trabajan con radiaciones ionizantes pueden
clasificarse como trabajadores expuestos de categoría B. Como orientación: Se pueden considerar
de categoría A las personas que trabajan próximas al haz de rayos X en
Radiología intervencionista, vascular y cardíaca, los que administran y preparan dosis radiactivas
en Medicina Nuclear las asociadas con la preparación del tratamiento y el cuidado de pacientes en
terapia metabólica, así como los que realizan estas funciones en Braquiterapia.
Miembros del público
Se consideran miembros del público:
Los trabajadores no expuestos.
Los trabajadores expuestos, fuera de su horario de trabajo.
Los usuarios de las instituciones sanitarias mientras no estén siendo atendidos como pacientes con
fines diagnósticos o terapéuticos.
Cualquier otro individuo de la población.
Como orientación general, no se considerarán trabajadores expuestos a los que se cita a
continuación:
Radiodiagnóstico: Administrativos, guardias y limpiadoras.
Radioterapia e instalaciones con fuentes no encapsuladas: Administrativos.
Límites de dosis
Tienen por objeto prevenir los efectos deterministas y limitar los efectos estocásticos a un nivel
aceptable. La Comisión Internacional de Protección Radiológica CIPR se basa en que el riesgo de
ser el mismo, si se irradia el cuerpo entero uniformemente o si la irradiación no es uniforme.
El límite para la dosis equivalente efectiva anual, que previene efectos estocásticos o
probabilísticas es 50 mSv o 5 rem por año.
El límite de dosis equivalente anual que previene los efectos deterministas, para los órganos y
tejido individuales de trabajadores es 0.5 Sv o 50 rem, exceptuando el cristalino en que el límite de
dosis equivalente es de 0.3 Sv. O 30 rem por año.
Estos límites son los aceptados en Chile a través del Decreto No. 3 del Ministerio de Salud que
aprueba el Reglamento de Protección Radiológica de Instalaciones Radiactivas.
La siguiente tabla resume los límites:
ORGANO EXPUESTO LIMITE DE DOSIS ANUAL ( rem )
Cuerpo entero, gónadas , médula ósea 5
Cristalino 30
Cualquier órgano individualmente 50
Protección especial durante el embarazo y la lactancia.
Tan pronto como una mujer embarazada informe de su estado, por escrito, al titular o al Supervisor
Oficial de Protección Radiológica SPR, la protección del feto debe ser comparable a la de los
miembros del público y, por ello, las condiciones de trabajo deberán ser tales que las dosis al feto
desde la notificación del embarazo al final de la gestación no excedan de 1 mSv.
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Este límite de dosis se aplica exclusivamente al feto y no es directamente comparable con la dosis
registrada en el dosímetro personal de la trabajadora embarazada. Por ello, a efectos prácticos y
para exposición a radiación externa, se puede considerar que 1 mSv al feto es comparable a una
dosis de 2 mSv en la superficie del abdomen.
La declaración de embarazo no implica que las mujeres gestantes tengan que evitar el trabajo en
presencia de radiaciones o que deba prohibirse su acceso a zonas radiológicas. No obstante, las
condiciones en que se realiza ese trabajo deben ser cuidadosamente evaluadas, de modo que se
asegure la no superación del citado límite.
De acuerdo con esto, existen muchos puestos de trabajo compatibles con la situación de
embarazo. Se excluyen aquellos de mayor riesgo potencial, como en Braquiterapia (técnicas de
trabajo manual con las fuentes) y algunos de Medicina Nuclear (cámara caliente y sala de
administración de dosis) y en Radiodiagnóstico cuando haya que trabajar en presencia del haz de
radiación.
LIMITES
Límites Primarios
Son a aquellos que corresponden a valores establecidos tanto para dosis equivalente como para
dosis equivalente efectiva, siendo esta para personas ocupacionalmente expuesta 50m S/ año a
cuerpo entero y 500 mS/año para órganos individuales y tejidos, para el cristalino del ojo el límite
es 300 Ms/ año; para el público en general el límite de dosis para efectos estocásticos es la décima
parte (5Ms/año).
Límites Secundarios
Estos son utilizados en irradiaciones externas e internas, cuando no es posible aplicar en forma
directa los límites primarios, los que pueden expresarse en función de límites anuales de
incorporación, ya sea por ingestión o inhalación.
Límites Derivados
Éstos se relacionan con los límites primarios por medio de un modelo determinado, por lo que en la
práctica es más fácil limitar algunos parámetros ambientales tales como el aire, contaminantes, etc.
Límites Autorizados
En este caso los límites fijados por la autoridad competente en lo que ha materia radiológica se
refiere, por lo general estos son menores que límites primarios, secundarios o derivados según el
tipo de trabajo para su aplicación en una determinada instalación y a veces excepcionalmente
pueden coincidir con los mencionados anteriormente.
Niveles de Referencia
Para la protección radiológica no constituyen límites, sino indicadores determinantes de la acción a
seguir por parte de la autoridad de fiscalización, es así como se puede mencionar los siguientes:
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a. Nivel de Registro: Por debajo de ellos no se registra dosis.
b. Nivel de investigación: Por encima de ellos no se investigan causas.
c. Nivel de intervención: Cuando se sucedan, se intervienen para corregir la situación.
Estos niveles como se establece anteriormente son fijados y establecidos por la autoridad
competente de acuerdo a las normas vigentes
MAGNITUDES Y UNIDADES RADIOLÓGICAS
El Sistema Internacional (SI) de unidades es un conjunto consistente de unidades que cubre todas
las áreas de la ciencia y, de acuerdo con las recomendaciones de la Comisión Internacional de
Unidades y Medidas de Radiación (ICRU), ha adoptado una serie de unidades relacionadas con la
radiactividad.
Se definirán tan sólo algunas unidades y magnitudes dosimétricas para facilitar la
comprensión de la relación entre los distintos rangos de dosis y la severidad de las radiolesiones
asociadas.
ACTIVIDAD
La actividad se define como el número de desintegraciones nucleares por unidad de tiempo. La
unidad en el Sistema Internacional es el Bequerelio (Bq), que corresponde a una desintegración
por segundo. El Curio (Ci) es una unidad histórica que equivale a 37 MBq. La desintegración
radiactiva es un proceso espontáneo imposible predecir para un átomo pero la proporción de
núcleos que se desintegran es constante a lo largo del tiempo, es una constante estadística
conocida como constante de desintegración
PERIODO DE SEMIDESINTEGRACIÓN (T 1/2)
El periodo de semidesintegración (T 1/2) es el tiempo t ½ necesario para que se desintegren el
50% de los isótopos radiactivos existentes y tiene una relación obvia con la actividad.
VIDA MEDIA
La vida media es el valor medio de duración de los átomos de una sustancia
radiactiva. Es una constante característica de cada isótopo, independiente de las influencias del
entorno. Existen radionúclidos que tienen vidas medias que duran segundos como el Po-211, días
como el P-32 y miles de años como el C-14.
ENERGIA
La energía que transporta la emisión radiactiva, que se mide en electronvoltios
(eV), es del orden de keV a MeV. Depende del radioisótopo y en general aumenta con el tamaño
de la partícula emitida.
Es muy importante no confundir la actividad o la energía de la radiación con la
dosis, que es una medida del efecto que causa la radiación sobre el receptor. La dosis depende
tanto de la energía que se libera en el receptor como de la calidad de la radiación.
EXPOSICIÓN
Se emplea para medir la capacidad de la radiación para producir iones en el aire. Su unidad en el
sistema internacional de medida es el C/Kg
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DOSIS ABSORBIDA.
La dosis absorbida se define como el cociente entre el valor medio de la energía cedida por la
radiación y absorbida por una cantidad de masa m.
La tasa de dosis se define como la dosis absorbida por unidad de tiempo.
Se denomina Dosis Absorbida a la energía media impartida por la radiación ionizante por unidad
de la materia con la cual ella interacciona; su unidad en el Sistema Internacional de Unidades
(SIU) es el joule por kilogramo que recibe el nombre especial de Gray (Gy). De acuerdo a los
rangos de dosis absorbidas, las mismas pueden expresarse en términos de Gy o sus unidades
derivadas: cGy, mGy, µGy, etc. La unidad antiguamente utilizada era el Rad y la equivalencia
entre ambos es:
1 Gy = 100 rad y 1 rad = 1 cGy = 10 mGy.
La radiación de baja transferencia lineal de energía (TLE), como la radiación gamma, rayos X y
partículas β, presenta escasos eventos ionizantes por unidad de recorrido en el material
absorbente. La radiación de alta TLE (partículas α, neutrones), por el contrario produce un campo
denso de ionizaciones por unidad de recorrido, con gran transferencia de energía al medio. Dosis
absorbidas idénticas de diferentes calidades de radiación, pueden producir efectos de distinta
magnitud y severidad que se expresan en términos de su eficacia biológica relativa (EBR). La
Dosis Equivalente es el producto de la dosis absorbida de un determinado tipo de radiación,
promediada sobre un tejido u órgano y multiplicada por un factor de ponderación (WR) que toma en
cuenta el tipo o calidad de la radiación incidente: α, β, γ, rayos X, neutrones. La unidad de dosis
equivalente en el Sistema Internacional de Unidades (SIU) es también el joule por kilogramo
pero recibe en este caso el nombre especial de Sievert (Sv). De acuerdo a los rangos de dosis
equivalente, la misma puede expresarse en términos de Sv o sus unidades derivadas: mSv, µSv,
etc. La unidad antiguamente utilizada era el Rem y la equivalencia entre ambos es:
1 Sv = 100 rem y 1 rem = 10 mSv.
En la tabla I se muestran los valores para los factores de ponderación de la radiación (WR) para los
distintos tipos de radiaciones, propuestos por la Comisión Internacional de Protección Radiológica
(ICRP), basados en las eficacias biológicas relativas (RBE).
Tabla I - Factores de ponderación de la radiación – wR
Tipo de Radiación wR
Fotones de todas las energías 1
Electrones de todas las energías 1
Neutrones: de acuerdo a su energía:
<10 keV 5
10 keV a 100 keV 10
>10 keV a 2 MeV 20
>2 MeV a 20 MeV 100
>20 MeV 5
Protones de >2 MeV 5
Partículas alfa 20
DOSIS EQUIVALENTE.
La dosis equivalente, que se mide en Sievert (Sv), que equivale a 100 rems en el Sistema
Cegesimal, tiene en cuenta tanto la cantidad de energía que absorbe el tejido vivo como la calidad
de sus repercusiones biológicas según el tipo de partículas. En los emisores usuales en
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investigación, el Gray y el Sv son equivalentes y al hablar de dosis nos referimos a la dosis
equivalente que se mide habitualmente en milisievert.
Dosis equivalente (Sv) = Dosis absorbida (Gy) x W
La dosis absorbida en un tejido orgánico no determina el efecto biológico resultante, ya que
intervienen otros factores tales como:
Naturaleza de la radiación.
Energía y espectro de la radiación.
Tipo de efectos biológicos.
DOSIS EFECTIVA
La Dosis Efectiva puede definirse como la sumatoria de las dosis equivalentes en tejidos u
órganos, multiplicada cada una por un factor de ponderación (WT) para el tejido u órgano
correspondiente, teniendo en cuenta su radiosensibilidad. Su unidad es la misma que la de dosis
equivalente (Sv).
RELACIONES ENTRE UNIDADES DEL SI Y OTRAS UNIDADES
Magnitud Unidad SI Otra Unidad Relación
Actividad
Becquerelio (Bq) 1 Bq = 2.70 × 10 -11 Ci
1 Bq = 1 dps curie (Ci) 1 Ci = 3.7 × 10 10 Bq
1 Ci = 37000 Bq
Dosis 1 Gy = 100 rad
Absorbida Gray (Gy) 1 Rad 1 rad = 0.01 Gy
Gy = 1 J/kg 1 rad = 10mGy
Dosis Sievert (Sv) Rem 1 rem= 0.01 Sv
Equivalente-Efectiva 1 Sv = 1 J/kg 1 Sv = 100 rem
1 rem = 10 mSv
Exposición Coulombio/kilogramo 1R= 2,58 x 10 - 9 C/kg
1C/kg = 3876 R
DOSIMETRIA PERSONAL
Cómo son establecidos los límites de dosis de radiación
Generalmente los límites básicos de dosis son fijados a nivel nacional siguiendo las
recomendaciones de la "Comisión Internacional de Protección Radiológica" (ICRP). Esta a su vez
justifica sus propias recomendaciones considerando los informes exhaustivos que publican
periódicamente el "Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de los Efectos de las
Radiaciones Atómicas" (UNSCEAR) y organizaciones nacionales como el "Comité sobre los
Efectos Biológicos de las Radiaciones Ionizantes" (BEIR) de la Academia Nacional de Ciencias
(NAS) de USA, así como también numerosos trabajos de los investigadores más reconocidos
internacionalmente.
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La intención de la ICRP es establecer un nivel de dosis sobre el cual las consecuencias para el
individuo pueden ser vistas como claramente inaceptables. Para este propósito considera la dosis
que podría recibir durante toda la vida laboral en forma moderadamente uniforme, o una dosis
anual recibida continuamente durante 47 años (de 18 a 65 años). Las consecuencias de la
exposición que evalúan son: la probabilidad de muerte por cáncer radioinducido, la morbilidad por
cáncer no fatal y efectos hereditarios, y la pérdida media de la expectativa de vida a los 18 años.
La ICRP estima que para una dosis menor de 1 Sv recibida en toda la vida laboral (o 20 mSv cada
año de trabajo), dichas consecuencias son tolerables y el nivel de riesgo es similar al de
ocupaciones normalmente reconocidas como seguras. Los valores calculados de las principales
consecuencias de esa dosis son: para la reducción de la expectativa de vida, 0.5 años y para la
probabilidad de muerte atribuible a la exposición, 3.6 %. Aunque se considera que la Protección
Radiológica debe ser tal que dichos valores no deberían ser alcanzados salvo raras excepciones.
Consecuencias que tiene superar el límite de dosis
En la práctica muchas veces el límite de dosis es visto erróneamente como una línea de
demarcación entre lo seguro y lo peligroso. Una dosis ocasional por encima del límite no significa
que produzca daño. Pero la exposición reiterada por encima del límite implica un incremento del
riesgo de contraer cáncer que es inaceptable y exigiría una revisión de las condiciones de trabajo.
Por ejemplo el límite de dosis se puede comparar al límite de velocidad en el tránsito el que puede
ser sobrepasado en ciertas oportunidades sin que necesariamente se produzca un accidente; sin
embargo conducir permanentemente por encima del límite de velocidad implica un incremento
inaceptable del riesgo de que ocurra uno.
Determinación del riesgo de la exposición a la radiación
La estimación del riesgo asociado con la exposición a la radiación, está basado en el incremento
de las tasas de cáncer, no en la muerte producida directamente por la radiación. La acción de la
radiación es solo uno de los muchos procesos que influyen en el desarrollo de las enfermedades
malignas, por lo tanto los efectos de la radiación a bajas dosis no son distinguibles de los niveles
normales para esos mismos efectos. Se ha detectado y cuantificado estadísticamente la existencia
de tumores y leucemias radioinducidos mediante estudios epidemiológicos de poblaciones
expuestas a dosis de radiación relativamente altas. La fuente más completa de información
epidemiológica primaria es el estudio de los sobrevivientes japoneses de las bombas atómicas, el
que ha demostrado una correlación entre la dosis de radiación recibida y el incremento
subsiguiente en la incidencia de tumores de pulmón, estómago, colon, hígado, mama, ovario,
tiroides y vejiga, así como también de varias formas de leucemia.
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Riesgo estimado
De acuerdo al BEIR , el riesgo de muerte por cáncer es 8% por Sv para dosis agudas y puede ser
de 2 a 4 veces menor para dosis crónicas. Esta estimación del riesgo es en promedio para todas
las edades, hombres y mujeres, y todas las formas de cáncer. Por ejemplo: normalmente la
frecuencia de muerte por cáncer espontáneo es aproximadamente 20%, por lo tanto en un grupo
de 10.000 personas cerca de 2000 de ellas pueden morir de cáncer. Si a cada una de las personas
de este mismo grupo se la expone a una dosis única de 0.02 Sv (igual al límite ocupacional anual)
se puede esperar aproximadamente 16 muertes adicionales (8% x 10.000 x 0.02 Sv). Entonces, en
lugar de 2000 muertes por cáncer, ahora habría 2016.
Radiación recibida proveniente de fuentes naturales
Todas las personas están expuestas a la radiación de fuentes naturales, que incluyen el suelo, el
aire, los alimentos y el espacio exterior. Los radionúclidos naturales que se encuentran en el medio
ambiente se pueden clasificar en dos categorías: 1) primordiales, que han existido desde siempre
en la corteza terrestre que son el Potasio 40 y las series radiactivas del Uranio y del Torio; 2)
cosmogénicos, producidos continuamente por los rayos cósmicos que son principalmente el
Carbono 14 y el Tritio. Las radiaciones de alta energía provenientes del espacio exterior compuesta
fundamentalmente de protones y partículas alfa son llamadas rayos cósmicos primarios, cuya
interacción con la atmósfera produce radiación secundaria. Una persona en promedio recibe unos
2.40 mSv por año de dosis efectiva proveniente de fuentes naturales de radiación. Mayormente
debido a la exposición al gas Radón (proveniente de la serie del uranio) que se encuentra en el
aire. Existen zonas en el planeta, principalmente en Brasil, India y China, donde vive una
considerable cantidad de población, con un alto fondo de radiación que puede llegar a producir
dosis individuales 15 veces superiores al promedio mundial.
Fuente de exposición Dosis efectiva anual (mSv)
Rayos cósmicos 0.39
Radiación terrestre 0.46
Radiación interna 0.23
Radón 1.30
Total 2.40
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Radiación recibida proveniente de fuentes artificiales
Los rayos X y los radionúclidos producidos artificialmente se han aplicado para los más variados
propósitos, desde la medicina hasta las armas, desde la producción de energía eléctrica hasta la
detección de incendios, desde la iluminación de relojes pulsera hasta la prospección de minerales.
Todos ellos aumentan la dosis de radiación recibida por los individuos que en promedio es de unos
0.60 mSv por año. Principalmente proveniente de las aplicaciones médicas de las radiaciones.
Fuente de exposición Dosis efectiva anual (mSv)
Radiodiagnóstico 0.39
Medicina Nuclear 0.14
Productos de consumo 0.10
Ocupacional <0.01
Industria nuclear <0.01
Ensayos de armas nucleares <0.01
Total 0.63
¿Dónde debe colocarse el dosímetro personal cuando se lleva puesto un delantal plomado?
Este es un tema controvertido y se aplican diferentes criterios. Lo más oportuno es que si a nivel
local existe una reglamentación vigente al respecto, se sigan sus indicaciones.
Alternativamente, a modo de guía, resumimos lo que proviene del 9º congreso de la Asociación
Internacional de Protección Radiológica (IRPA 9, abril de 1996): "Se ha concluido generalmente
que para obtener la mejor estimación de la E (dosis efectiva) se deben usar dos dosímetros, uno
en la región del cuello, sobre el delantal, y otro al nivel de la cintura debajo del delantal. Sin
embargo, cuando la dosis registrada por el dosímetro debajo del delantal Hu está por debajo del
umbral de detección del dosímetro, la dosis efectiva debe ser estimada de la dosis registrada por el
otro dosímetro usado sobre el delantal Ha." "Es recomendado que cuando se usa un solo
dosímetro personal en el cuello por fuera y sobre el delantal, que la dosis registrada por el
dosímetro Ha debe ser dividida por 21 para obtener una estimación de E conservadoramente alta."
"Cuando son usados dos dosímetros personales es recomendado por el NCRP que el valor de E
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sea estimado usando la siguiente formula: E(estimada) = 0.5 Hu + 0.025 Ha . Se indica que el valor
resultante de E(estimada) puede estar en el rango entre 1.06E a 2.03E.
Propósitos que se logran con la dosimetría personal
Objetivo : Medir, evaluar y registrar las dosis recibidas por las personas expuestas a radiaciones
ionizantes en función de su trabajo, contribuyendo por lo tanto a proteger su salud en relación con
los posibles efectos biológicos.
Finalidad:
1. Garantizar que individualmente se cumple con el Sistema de Limitación de Dosis y por
tanto que los riesgos individuales se mantienen dentro de márgenes aceptables.
2. Cumplir con el requisito legal de medida y registro de las dosis.
3. Evaluar en forma continua la idoneidad de las medidas de protección existentes en cada
instalación, seguir su evolución a lo largo del tiempo y obtener datos que permitan la
comparación con los niveles de protección en instalaciones análogas.
4. Evaluar la Dosis Colectiva, a fin de estimar el impacto radiológico de una determinada
instalación o actividad.
5. Proporcionar una base de datos que posibilite la realización de estudios estadísticos y
epidemiológicos
Características técnicas del Servicio de Dosimetría
El monitor empleado consiste en un film especial para dosimetría (KODAK Personal Monitoring
Film Type 2º o de otra marca) que tiene dos emulsiones, una de alta sensibilidad para la vigilancia
cotidiana y otra de baja sensibilidad con el objeto de registrar eventuales valores superiores a los
normales. Dicho film es colocado en un chasis con filtros metálicos apropiados que permiten la
correcta evaluación de la dosis de diferentes tipos y calidades de radiación.
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APUNTE DICIEMBRE /08 12/38
Luego del período de monitoreo el film es procesado estableciendo un doble control: 1º ) dicho
procesado se realiza en las condiciones estándar óptimas, manteniendo rigurosamente constantes
la composición de los baños, el tiempo de revelado, la temperatura, el valor del pH y las
condiciones de la agitación;
2º) simultáneamente son procesados filmes con exposiciones conocidas exactamente, lo que
permite controlar la calidad del procesado y hacer ajustes finos en la curva de respuesta del film.
Tradicionalmente las medidas de las Densidades Ópticas de las áreas del film correspondientes a
los distintos filtros metálicos y a la ventana del chasis eran utilizados por un operador para evaluar
las dosis manualmente utilizando un complejo conjunto de gráficas trazadas a ojo. Este sistema
adolecía de poca exactitud y además estaba propenso a que se cometieran serios errores.
Ahora en los nuevos Sistemas Dosimétricos los datos son introducidos a un programa de
computación, cuyo algoritmo ha sido cuidadosamente validado para obtener la mayor exactitud y
precisión en los resultados. El programa procesa la información en forma totalmente analítica,
utilizando ecuaciones obtenidas con métodos estadísticos avanzados, y finalmente da como
resultado la dosis de radiación sin la intervención de ninguna persona, lo cual permite lograr la
mayor exactitud y precisión, eliminando además toda posibilidad equivocaciones en la evaluación.
Los valores de las dosis individuales son volcados a un sistema de archivo informatizado que
permite gestionar los datos en forma rápida y segura, de manera que los mismos están disponibles
fácilmente para el usuario en todo momento.
La frecuencia de recambio del material sensible (el film dosimétrico) en nuestro país es
TRIMESTRAL. Simultáneamente con el recambio se entrega un informe con el resultado de las
lecturas dosimétricas del período anterior, en el que constan la dosis trimestral y la dosis
acumulada durante el año de cada usuario.
RECOMENDACIONES PARA EL USO DEL DOSÍMETRO PERSONAL
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APUNTE DICIEMBRE /08 13/38
Los dosímetros deben llevarse puestos durante toda la jornada laboral y es conveniente colocarlos
después de la misma en el tablero correspondiente, dispuesto para ser guardados y
protegidos de posibles irradiaciones.
El dosímetro debe colocarse en un lugar representativo de la parte más expuesta del cuerpo,
generalmente en el tórax o en la región toraco-abdominal.
Un dosímetro personal nunca debe ser deliberadamente expuesto cuando no lo lleva puesto el
usuario. En el caso de que un dosímetro sea irradiado accidentalmente, inmediatamente
debe darse cuenta al encargado para que dicho dosímetro sea reemplazado. Los
dosímetros no deben utilizarse durante exposiciones no-ocupacionales, tales como las
radiografías tomadas al mismo usuario. El dosímetro asignado a una persona no debe ser
utilizado por ninguna otra persona hasta que se haya notificado al encargado para que
registre el cambio y que se realice el cambio del film correspondiente.
Cabe recordar que el dosímetro personal es un instrumento de medición y que como tal debe ser
objeto de ciertos cuidados. Debe tenerse en cuenta que la película dosimétrica puede ser
afectada por el calor y la humedad muy excesivos, así como por gases y vapores químicos
de diferentes tipos, los que pueden influir en los resultados.
Para la mayor eficacia de la dosimetría es necesario que los usuarios se responsabilicen por el
cuidado y buen uso del dosímetro, y que se realice el cambio mensual de película sensible
en las fechas preestablecidas.
LEGISLACION
REPUBLICA DE CHILE
MINISTERIO DE SALUD
DPTO. ASESORIA JURÍDICA
Mmh.
REGLAMENTO DE PROTECCION RADIOLOGICA DE INSTALACIONES RADIACTIVAS
DTO. Nº 3, DE 1985
Publicado en el Diario Oficial de 25.04.85
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15. EDUCACIÓN CONTINUA
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REPUBLICA DE CHILE
MINISTERIO DE SALUD
DPTO. ASESORIA JURÍDICA
Mmh.
APRUEBA REGLAMENTO DE PROTECCION RADIOLOGICA DE INSTALACIONES
RADIACTIVAS
Nº 3.-
Publicado en el Diario Oficial de
25.04.85
Santiago, 03 de Enero de 1985.-
Visto: Lo dispuesto en el artículo 67 de la Ley No. 18.302; en el
artículo 86 del decreto con fuerza de ley Nº 725 de 1968, del Ministerio de Salud, que aprueba el
Código Sanitario; en el decreto supremo Nº 78, de 09 de Febrero de 1983, del Ministerio de Salud;
y las facultades que me confiere el artículo 32 Nº 8 de la Constitución Política del Estado.
DECRETO:
Apruébase el siguiente reglamento de protección radiológica de
instalaciones radiactivas.
Artículo 1º.- El presente reglamento establece las medidas de protección personal radiológicas y
los límites de dosis radiactivas que pueden recibir las personas ocupacionalmente expuestas, con
el objeto de prevenir y evitar la sobreexposición a las radiaciones ionizantes y sus efectos en la
salud.
Se exceptúan, por consiguiente, de la aplicación de este reglamento a las personas que reciban
dosis provenientes de la radiación natural o como consecuencia de un diagnóstico o tratamiento
médico.
Artículo 2º.- Para los fines de este reglamento se considerará persona ocupacionalmente
expuesta, a aquella que se desempeñe en las instalaciones radiactivas u opere equipos
generadores de radiaciones ionizantes, la que deberá, además, contar con la autorización sanitaria
a que se refiere el decreto supremo Nº 133, de 22 de Mayo de 1984, del Ministerio de Salud.
Artículo 3º.- Corresponderá a los Servicios de Salud y al Servicio de Salud del Ambiente en la
Región Metropolitana fiscalizar y controlar el cumplimiento de las disposiciones del presente
reglamento y las del Código Sanitario en la misma materia, todo ello de acuerdo con las normas e
instrucciones generales que imparta el Ministerio de Salud.
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APUNTE DICIEMBRE /08 16/38
El Instituto de Salud Pública tendrá el carácter de laboratorio nacional y de referencia en las
materias a que se refiere este reglamento. Le corresponderá, asimismo, fijar los métodos de
análisis, procedimientos de muestreo y técnicas de medición orientadas al personal expuesto.
Artículo 4º.- Toda persona ocupacionalmente expuesta deberá portar durante su jornada de
trabajo, un dosímetro personal destinado a detectar y registrar las radiaciones ionizantes que
pudiere recibir, el que le será proporcionado por el empleador cada vez que sea necesario.
Asimismo, el empleador deberá otorgar todos los elementos de protección radiológica personal
necesarios para disminuir los riesgos del trabajador expuesto.
Artículo 5º.- Será obligación del empleador remitir, trimestralmente, al Instituto de Salud Pública, el
o los dosímetros personales de sus trabajadores expuestos, para que ese organismo registre las
dosis recibidas por el personal durante el período señalado, en sus respectivos historiales
dosimétricos.
Artículo 6º.- Si se detectare que un trabajador ha excedido el límite de dosis anual, el Instituto lo
comunicará al Servicio de Salud correspondiente, con el objeto de que éste exija al empleador que
destine a su dependiente a otra función.
Artículo 7º.- La dosimetría personal, entendida ésta como la técnica para medir las dosis
absorbidas por una persona expuesta a las radiaciones ionizantes en un período determinado,
podrá ser efectuada por la Comisión Chilena de Energía Nuclear u otros organismos especialmente
habilitados para tales efectos por el Ministerio de Salud.
Artículo 8º.- Los organismos interesados en desarrollar tales actividades en las instalaciones
radiactivas, solicitarán su habilitación al Ministerio de Salud, para lo cual deberán:
a) Acreditar que disponen del personal idóneo para desempeñar estas funciones;
b) Especificar el tipo de dosimetría a efectuar;
c) Acreditar, mediante certificado, que su sistema dosimétrico está referido al laboratorio patrón
nacional reconocido por el Ministerio de Salud; d) Especificar los rangos de detección de su
sistema dosimétrico;
e) Contar con un informe favorable del Instituto de Salud Pública, en el cual se deje constancia
de que el organismo solicitante posee la infraestructura técnica suficiente. Dicho informe deberá
detallar cada uno de los elementos disponibles y los métodos y procedimientos aprobados por
el Instituto para efectuar la dosimetría.
Artículo 9º.- Los organismos habilitados por el Ministerio de Salud para estos efectos, deberán
remitir, trimestralmente, al Instituto de Salud Pública la siguiente información:
a) Individualización del trabajador, lugar del trabajo y funciones específicas que desempeña en las
instalaciones radiactivas;
b) Dosis absorbidas por el trabajador;
c) Nombre del empleador.
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17. EDUCACIÓN CONTINUA
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APUNTE DICIEMBRE /08 17/38
Artículo 10º.- El Instituto de Salud Pública deberá controlar que los organismos habilitados para
efectuar la dosimetría personal, la ejecuten conforme a los procedimientos individualizados en el
informe a que se refiere el artículo 8º, letra e) .
Artículo 11º.- Si el Instituto de Salud Pública detectare que el servicio de dosimetría no se efectúa
por dichos organismos de acuerdo a los métodos y procedimientos aprobados, procederá a
comunicarlo al Ministerio de Salud, con el objeto de que éste determine si corresponde cancelar la
habilitación otorgada.
Sin perjuicio de lo anterior, esta situación será comunicada al Servicio de Salud competente, para
que se apliquen las medidas que correspondan.
Artículo 12º.- Los límites de dosis (LD) para trabajadores expuestos a radiaciones ionizantes serán
las siguientes:
LIMITES DE DOSIS
ORGANO EXPUESTO REM
ANUAL
Cuerpo entero, gónadas, médula ósea 5
Cristalino 30
Cualquier otro órgano en forma individual 50
Artículo 13º.- Se exceptúa de lo establecido en el artículo anterior a las mujeres en edad de
procrear para las cuales la irradiación al abdomen se reducirá al mínimo posible, no sobrepasando
1,25 rem trimestrales por única vez en el año.
Artículo 14º.- Una vez comprobado el embarazo e informado el empleador por parte de la
interesada, ésta no podrá recibir irradiación de origen ocupacional superior a 0,5 rem al feto
durante todo el período de la gestación hasta el término del embarazo.
Artículo 15º.- Los menores de 18 años no podrán exponerse ocupacionalmente a radiaciones
ionizantes.
Artículo 16º.- Para todo trabajador expuesto a contaminación interna con cualquier radionúclido se
estará a lo establecido en las normas que para tales efectos imparta el Ministerio de Salud.
Para el caso particular del yodo radiactivo, el trabajador ocupacionalmente expuesto se someterá a
un control trimestal de orina. Los costos, asociados a tales exámenes serán de cargo del
empleador. Las dosis resultantes se adicionarán a las indicadas en el artículo 12.
Artículo 17º.- En aquellas situaciones en las cuales se requiera sobreexponer a un individuo a
contaminación, tales como mantención de las instalaciones radiactivas, se deberá contar con una
autorización expresa del Director del Servicio de Salud, que fijará los límites de dosis que pueda
recibir en el evento.
Artículo 18º.- Las dependencias de una instalación radiactiva deberán estar adecuadamente
señalizadas, conforme a las normas técnicas que imparta el Ministerio de Salud.
Deberá señalizarse, además, las áreas de acceso prohibido al público; como también se deberá
indicar el nombre de las personas calificadas para operar los equipos de la instalación.
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18. EDUCACIÓN CONTINUA
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Artículo 19º.- Las infracciones al presente reglamento serán sancionadas en la forma y de acuerdo
a los procedimientos establecidos en el Libro Décimo del Código Sanitario.
Artículo 20º.- Deróganse los artículos 39 a 43, ambos inclusive, del decreto supremo No. 78, del
09 de Febrero de 1983, del Ministerio de Salud, que aprueba el reglamento sobre condiciones
sanitarias y ambientales mínimas en los lugares de trabajo.
ANÓTESE, TÓMESE RAZÓN, PUBLÍQUESE E INSÉRTESE EN LA RECOPILACIÓN OFICIAL
DE REGLAMENTOS DE LA CONTRALORÍA GENERAL DE LA REPÚBLICA.
Reglamento 87
"APRUEBA REGLAMENTO DE PROTECCION FISICA DE LAS INSTALACIONES Y DE LOS
MATERIALES NUCLEARES"
REGLAMENTO NUMERO 87
Santiago, 24 de Diciembre de 1984.- Hoy se decretó lo siguiente:
Num. 87.- Visto : Lo dispuesto por el artículo 67 de la Ley Nº 18.302 y las facultades que me
concede el Nº 8 del artículo 32 de la constitución Política de la República,
Decreto :
Apruébese el siguiente Reglamento de Protección Física de las instalaciones y de los materiales
nucleares;
CAPITULO I
De la Protección Física.
Artículo 1º.- Corresponden a la Comisión Chilena de Energía Nuclear, de acuerdo al artículo 67 de
la Ley Nº 18.302, de Seguridad Nuclear, en su calidad de organismo encargado de la seguridad
nuclear y radioprotección, las funciones de evaluación, autorización y fiscalización de los planes de
protección física de las instalaciones nucleares y de los materiales nucleares.
Para tal efecto, la Comisión Chilena de Energía Nuclear tiene la obligación de velar por el
cumplimiento de las disposiciones que se establecen en el presente reglamento, y de las normas de
seguridad nuclear que conforme a él, se dicten.
Artículo 2º.- Los planes de protección física tienen como finalidad :
a) Establecer condiciones que reduzcan al mínimo las posibilidades de retirada no autorizada de
materiales nucleares;
b) Reducir las posibilidades de que se cometan actos de sabotaje en contra de las instalaciones
nucleares y disuadir cualquier intento de cometer algún tipo de acción no autorizada que pudiese
poner directa o indirectamente en peligro a las personas, bienes y medio ambiente; y
c) Proporcionar información y asistencia técnica, en apoyo de las medidas que se adopten para
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APUNTE DICIEMBRE /08 19/38
localizar y recuperar los materiales nucleares extraviados.
CAPITULO II
Definiciones
Artículo 3º.-
1. Zona Interior. Es aquella que se encuentra dentro de una zona protegida y que cumple con las
disposiciones del presente reglamento.
2. Zona Protegida. Es aquella autorizada por la Comisión cuyo perímetro está constituido por una
barrera física, con accesos controlados, que es permanentemente vigilada por guardias o medios
electrónicos y que cuenta con personal entrenado, capaz de actuar en casos normales y de
emergencia, de acuerdo a planes de seguridad preestablecidos.
3. Zona Controlada. Aquella zona de la instalación cuyo acceso es restringido y controlado de
acuerdo a procedimientos autorizados por la Comisión, y que cumple con las disposiciones de este
reglamento.
4. Sabotaje. Acto deliberado realizado en perjuicio de una instalación o de un vehículo para el
transporte de materiales nucleares, que pueda poner, directa o indirectamente, en peligro la
seguridad y la salud de la población como consecuencia de una radioexposición.
5. Plan de Protección Física. Es el conjunto de procedimientos escritos que determina las acciones
del personal y la autorización de los medios disponibles, con el fin de prevenir y contrarrestar
acciones de sabotaje u otros actos no autorizados, en situaciones habituales, extraordinarias o de
emergencia.
6. Autorización. Licencia o permiso otorgado por la Comisión, a petición de un solicitante, para que
éste pueda ejecutar actividades específicas, relativas a la energía nuclear, en instalaciones
nucleares o con sustancias nucleares.
CAPITULO III
De la Autorización.
Artículo 4º.- Las instalaciones nucleares requerirán, para solicitar permiso de construcción, una
autorización del sistema de protección física de la instalación, otorgada por la Comisión.
Dentro de tales instalaciones, en tanto se manejen o manipulen materiales nucleares, en las
cantidades especificadas en la tabla "Clasificación de los Materiales Nucleares en Categorías",
anexa al presente Reglamento, se deben establecer zonas de restricción.
Las zonas de restricción se clasifican en controladas, protegidas e interiores, todas las cuales
tienen las características y están sujetas a las disposiciones de este reglamento.
Artículo 5ª.- La autorización del sistema de protección física de la instalación, será en base a la
evaluación que la Comisión efectúe del proyecto de protección física que el presente explotador de
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APUNTE DICIEMBRE /08 20/38
dicha instalación y que debe comprender :
- Diseño físico de la instalación, desde el punto de vista de la protección física de los materiales
radiactivos.
- Disposición de equipos e instrumentos de seguridad, y
- Plan de protección física de los materiales nucleares.
La Comisión podrá autorizar totalmente, modificar o rechazar el proyecto propuesto.
Artículo 6º.- El diseño físico de la instalación, desde el punto de vista de la protección física de los
materiales nucleares, debe contemplar las soluciones de arquitectura e ingeniería tendientes a
garantizar la seguridad de los componentes sensibles de dicha instalación, frente a actos de
sabotaje u otros eventos, que un análisis ad hoc efectuado, determine como posibles.
El explotador debe efectuar una análisis documentado para determinar las características de los
actos de sabotaje y amenazas a las cuales está expuesta la instalación.
Artículo 7º.- El plan de protección física de la instalación debe comprender, como mínimo, los
siguientes procedimientos :
1. Procedimiento de autorización de ingreso de personas, vehículos y bultos a la instalación,
incluyendo el otorgamiento de distintivos.
2.- Procedimiento de control de acceso de personas, vehículos y bultos, a la instalación,
incluyendo :
- Verificación de la identidad de las personas.
- Revisión de distintivos y autorizaciones de ingreso.
- Detección de intromisión.
- Detección de contrabando.
- Registro de personas, vehículos y bultos.
- Detección de transporte no autorizado de material nuclear , y
- Detección de explosivos.
3.- Procedimientos de vigilancia habitual y extraordinaria, que incluyan :
- Rutinas de vigilancia,
- Comunicación de alarmas,
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21. EDUCACIÓN CONTINUA
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APUNTE DICIEMBRE /08 21/38
- Evaluación de alarmas, y
- Control del inventario de los materiales nucleares y asignación de responsabilidades entre los
funcionarios que los manipulen.
4.- Procedimientos de acción en caso de emergencia, que incluyen:
- Procedimientos de acción coordinada con los grupos de protección radiológica a fin de impedir la
retirada no autorizada de materiales nucleares cuando se ordene la evacuación de la instalación, y
- Procedimientos de acción de grupos de emergencia ajenos a la instalación.
5.- Procedimientos de instrucción regular del personal, que incluyan :
- Instrucción periódica al personal encargado de la protección física de la instalación, e
- Instrucción periódica al resto del personal de la instalación.
6.- Procedimientos de control periódico de instrumentos y equipos de seguridad incluyendo :
- Control de alarmas,
- Control de cerraduras, llaves, tarjetas llave, etc.,
- Cambio periódico de cerraduras y combinaciones, y
- Registro de personas poseedoras de llaves, combinaciones y/o tarjetas llave.
7.- Procedimientos de modificación del plan de protección física de la instalación.
8.- Organización del personal encargado de la protección física de la instalación que incluya :
- Procedimiento de selección del personal,
- Requisitos de los postulantes,
- Programas de entrenamiento inicial, y
- Funciones que desempeñará cada uno dentro de la organización.
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22. EDUCACIÓN CONTINUA
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APUNTE DICIEMBRE /08 22/38
CAPITULO IV
De la Clasificación de los Materiales Nucleares
Artículo 8º.- Los materiales nucleares, para los fines de protección física se clasifican en tres
categorías de acuerdo al cuadro siguiente :
a) Todo el Plutonio, excepto aquel cuya concentración Isotópica exceda un 80% en Plutonio-238.
b) Material no irradiado en un reactor o material irradiado en un reactor con una intensidad de
radiación igual o inferior 100 rads/hora a 1 metro de distancia sin mediar blindaje.
c) Deben excluirse de esta clasificación los materiales nucleares que no presenten una cantidad
radiológicamente significativa.
d) El Uranio Natural, el Uranio Empobrecido y el Torio, así como aquellas unidades de Uranio con
un enriquecimiento inferior al 10% en U-235, que no han de quedar incluidas en la categoría III,
deben protegerse de conformidad con las prácticas de gestión prudente.
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23. EDUCACIÓN CONTINUA
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e) El combustible irradiado debe quedar protegido como material de la categoría I, II o III, según la
categoría que le correspondiera antes de su irradiación. Sin embargo, cuando la intensidad de
radiación de ese combustible exceda de 100 rads/h a 1 metro de distancia, sin mediar blindaje, la
protección del combustible que en razón de su contenido original en materia fisionable hubiera
quedado incluido en las categorías I o II, podrá reducirse en un grado como máximo.
f) Cuando en virtud del análisis del plan de protección física, sea éste de la instalación o del
transporte, la Comisión determine que existe una amenaza real de dispersión de Plutonio con
intenciones delictivas, exigirá la aplicación de requisitos de protección física correspondientes a la
categoría I, II o III de materiales nucleares, sin tener en cuenta la cantidad de Plutonio especificada
en el cuadro para cada categoría, a los isótopos del Plutonio, en las cantidades y formas que la
Comisión estime puedan estar amenazadas de dispersión.
Las cantidades mencionadas son Kg. del isótopo mencionado presente en un material cuyo grado
de enriquecimiento es el que se menciona.
CAPITULO V
De la Utilización y Almacenamiento de los Materiales Nucleares de la Categoría I
Artículo 9º.- Los materiales nucleares de la categoría I deben ser utilizados o almacenados dentro
de una zona interior.
De las Zonas Interiores
Artículo 10º.- Tendrán acceso a las zonas interiores solamente las personas y bultos autorizados y
debidamente registrados de acuerdo a procedimientos establecidos en el plan de protección física
de la instalación.
Artículo 11º.- Las autorizaciones para las personas que puedan tener acceso a las zonas interiores
será de dos tipos :
Tipo A1 : Personas cuyas funciones les exijan tener acceso en todo momento a las zonas interiores,
y
Tipo B1 : Personas cuya presencia dentro de una zona interior sea temporal y limitada. Estas
personas deberán ser escoltadas permanentemente por una o más personas poseedoras de
autorizaciones del tipo A1.
Artículo 12º.- Todas las personas y bultos que entren o salgan de las zonas interiores deberán ser
sometidas a registro, para evitar la introducción o sustracción no autorizada de elementos. Dicho
registro puede ser efectuado manualmente o por medio de dispositivos detectores.
Artículo 13º.- El número de accesos a una zona interior deberá ser el mínimo indispensable y
justificado. Al mismo tiempo, las ventanas y otras áreas transparentes del perímetro del edificio
declarado zona interior no deben ser accesos, debiendo disponerse alarmas tanto en ellas como en
las salidas de emergencia.
Las zonas interiores no deberán situarse en la proximidad de vías públicas.
Artículo 14º.- Los lugares de las zonas interiores destinados al almacenamiento de materiales
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nucleares deberán consistir en estructuras o máquinas tales, que los medios, o el tiempo necesario
para violentarlas , sean de tal magnitud que permitan que los sistemas de alarma y vigilancia
detecten el hecho.
Artículo 15º.- Los casos en que los materiales nucleares deban permanecer temporalmente en un
lugar de la zona interior distinto del que se les ha asignado, deban aplicarse procedimientos
especiales de protección física. Estos procedimientos consistirán en la disposición en esos lugares
de sistemas de alarma, guardia, controles visuales remotos u otros medios de resguardo
adecuados, de manera que los materiales nucleares estén debidamente precautelados.
Artículo 16º.- En el interior de los edificios que hayan sido declarados zona interior, deberá
establecerse una guardia permanente, mientras dentro de ellos existan materiales nucleares.
De la misma forma, el exterior de los edificios deberá ser vigilado.
Debe contactarse con un sistema de comunicación regular entre el servicio de guardia y los
organismos pertinentes de las Fuerzas Armadas y de Orden Público, cuyo intervención esté
contemplada en el plan de protección física de la instalación.
Artículo 17º.- No debe permitirse al acceso de vehículos motorizados, propiedad de particulares, a
una zona interior.
CAPITULO VI
De la Utilización y Almacenamiento de los Materiales Nucleares de La Categoría II
Artículo 18º.- Los materiales nucleares de la Categoría II deben utilizarse o almacenarse dentro de
una zona protegida.
De las Zonas Protegidas.
Artículo 19º.- Tendrán acceso a la zona protegida solamente las personas, bultos y vehículos
autorizados y debidamente registrados, de acuerdo a procedimientos establecidos en el plan de
protección física de la instalación.
Artículo 20º - Las autorizaciones para las personas que puedan tener acceso a las zonas protegidas
serán de dos tipos:
Tipo A2: Personas cuyas funciones les exijan tener acceso en todo momento a las zonas
protegidas; y
Tipo B2: Personas cuya presencia dentro de una zona protegida sea temporal y limitada, estas
personas deberán ser escoltadas permanentemente por una o más personas poseedoras de
autorizaciones del Tipo A2.
Artículo 21º - No debe permitirse el acceso de vehículos motorizados propiedad de particulares, a
una zona protegida.
Artículo 22º - Debe disponerse una zona despejada, dotada de iluminación artificialmente, entre los
muros de los edificios y la barrera física que circunde la zona protegida.
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25. EDUCACIÓN CONTINUA
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CAPITULO VII
De la Utilización y Almacenamiento de los Materiales Nucleares de La Categoría III
Artículo 23 - los materiales nucleares de la categoría III, deben utilizarse o almacenarse dentro de
una zona controlada.
De las Zonas Controladas
Artículo 24º - Tendrán acceso a las zonas controladas solamente las personas y bultos autorizados
de acuerdo a procedimientos establecidos en el plan de protección física de la instalación.
CAPITULO VIII
Normas comunes para la utilización y almacenamiento de los Materiales Nucleares
Artículo 25º - El sistema de protección física de una instalación en la que se hayan dispuesto zonas
interiores o protegidas, debe contemplar la implementación de sistema de transmisión de
información, redundantes e independientes, entre las personas o grupos de personas que ejecuten
las actividades de detección, evaluación y respuesta a amenazas o ataques armados contra la
instalación.
Artículo 26º - Deberán establecerse dispositivos de alarmas y sus correspondientes canales de
transmisión y terminales receptores, redundantes e independientes, en todos los puntos sensibles
de la instalación, conforme se establezca en las normas de seguridad nuclear que, de acuerdo a
este reglamento, se dicten.
CAPÍTULO IX
De la Responsabilidad
Artículo 27º - El explotador de una instalación nuclear es el responsable de la integridad y seguridad
de los materiales nucleares en uso, almacenados o en movimiento dentro de ella, y debe poder
demostrar en todo momento, ante la Comisión, que cumple con las condiciones de la autorización
del sistema de protección física de la instalación que le ha sido otorgada, y con la reglamentación
vigente.
CAPÍTULO X
Del nivel de protección física de los materiales nucleares durante su almacenamiento con
ocasión del transporte.
Artículo 28º - Cuando se trate de materiales nucleares de la categoría I, se deberán almacenar en
una zona protegida, conforme se la define en el capítulo II de éste reglamento.
Artículo 29º.- Cuando se trate de materiales nucleares de la categoría II o III, se deberán almacenar
en una zona controlada, conforme se la define en el capítulo II de este reglamento.
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26. EDUCACIÓN CONTINUA
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APUNTE DICIEMBRE /08 26/38
Artículo Transitorio. En lo referente a la protección física del transporte de materiales nucleares,
deberá atenerse a lo dispuesto en el reglamento de transporte de materiales nucleares.
Anótese, tómese razón, comuníquese y publique.
Augusto Pinochet Ugarte
General de Ejército
Presidente de la República
Samuel Lira Ovalle
Ministro de Minería
CHILENA DE ENERGIA NUCLEAR.
“APRUEBA REGLAMENTO SOBRE AUTORIZACIONES PARA
INSTALACIONES RADIACTIVAS O EQUIPOS GENERADORES DE
RADIACIONES IONIZANTES, PERSONAL QUE SE DESEMPEÑA EN ELLAS, U
OPERE TALES EQUIPOS Y OTRAS ACTIVIDADES AFINES.”
REGLAMENTO Nº 133
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27. EDUCACIÓN CONTINUA
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APUNTE DICIEMBRE /08 27/38
APRUEBA REGLAMENTO SOBRE AUTORIZACIONES PARA INSTALACIONES RADIACTIVAS
O EQUIPOS GENERADORES DE RADIACIONES IONIZANTES, PERSONAL QUE SE
DESEMPEÑA EN ELLAS, U OPERE TALES EQUIPOS Y OTRAS ACTIVIDADES AFINES.
Santiago, 22 de mayo de 1984.- Hoy se decretó lo que sigue :
Num. 133.- Visto: Lo dispuesto en los artículos 86 y 90 del decreto con fuerza de ley No.
725, de 1968, que aprobó el Código Sanitario; en el Libro Décimo del mismo cuerpo legal; en el
artículo 67 de la Ley No. 18.302; en la Ley No. 16.319 y las facultades que me confiere el artículo
32 No. 8 de la Constitución Política del Estado.
Decreto :
Apruebase el siguiente reglamento sobre autorizaciones para instalaciones radiactivas o
equipos generadores de radiaciones ionizantes, personal que se desempeña en ellas, u opere tales
equipos y otras actividades afines.
TITULO I
Disposiciones Generales.
Artículo 1.- El presente reglamento establece las condiciones y requisitos que deben cumplir las
instalaciones radiactivas o los equipos generadores de radiaciones ionizantes, el personal que se
desempeñe en ellas u opere estos equipos, la importación, exportación, distribución y venta de las
sustancias radiactivas que se utilicen o mantengan en las instalaciones radiactivas o en los equipos
generadores de radiaciones ionizantes y el abandono o desecho de sustancias radiactivas.
Artículo 2.- Las instalaciones radiactivas o equipos generadores de radiaciones ionizantes a que se
refiere el artículo precedente, no podrán funcionar sin autoriación previa del Servicio de Salud en
cuyo territorio se encuentren ubicados.
Tratándose de la Región Metropolitana, esta facultad le correspondera al Servicio de Salud del
Ambiente de esa Región.
Artículo 3.- Toda persona que se desempeñe en las instalaciones radiactivas u opere equipos
generadores de radiaciones ionizantes, y este expuesta a dichas radiaciones, deberá contar con
autorización del Servicio de Salud correspondiente.
Artículo 4.- La adquisición, posesión, uso, manejo, manipulación, almacenamiento, importación,
exportación, distribución y venta de sustancias radiactivas no podrá efectuarse sin la autorización
sanitaria pertinente.
Artículo 5.- Compete, igualmente, a los Servicios de Salud el control y fiscalización del correcto
cumplimiento de las disposiciones establecidas en este reglamento y en las normas e instrucciones
que conforme a él imparta el Ministerio de Salud.
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28. EDUCACIÓN CONTINUA
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APUNTE DICIEMBRE /08 28/38
TITULO II
De las Definiciones.
Artículo 6.- Para los efectos del presente reglamento se entenderá por:
a) Instalaciones radiactivas.- El recinto o dependencia habilitado especialmente para producir,
tratar, manipular, almacenar o utilizar sustancias radiactivas u operar equipos generadores de
radiaciones ionizantes.
b) Sustancias radiactivas.- Cualquier sustancias que tenga una actividad específica mayor
de dos milésimas de microcurio por gramo o su equivalente en otras unidades.
c) Radiaciones ionizantes.- Es la propagación de energía de naturaleza corpuscular o
electromagnética, que en su interacción con la materia produce ionización.
d) Desecho radiactivo.- Cualquier sustancia radiactiva o material contaminado por dicha
sustancia que, habiendo sido utilizado con fines científicos, médicos, agrícolas, comerciales,
industriales u otros, sean desechados.
e) Historial dosimétrico.- Conjunto de documentos que acreditan las dósis recibidas por una
persona expuesta a las radiaciones ionizantes durante todo su desempeño laboral.
f) Dosimetría.- Técnica para medir las dósis absorbidas por una persona, expuesta a las
radiaciones ionizantes, en un período de tiempo determinado.
TITULO III
De las Instalaciones Radiactivas.
Artículo 7.- Las instalaciones radiactivas se clasificarán en tres categorías.
Quedan comprendidos en la primera categoría los aceleradores de partículas, plantas de
irradiación, laboratorios de alta radiotoxicidad, radioterapia, y roentgenterapia profunda,
gammagrafía y radiografía industrial.
Pertenecen a la segunda categoría los laboratorios de baja radiotoxicidad, rayos X para
diagnóstico médico o dental, radioterapia y roentgenterapia superficial.
La tercera categoría incluye los equipos de fuente sellada de uso industrial, tales como :
pesómetros, densítometros, medidores de flujo y de nivel, detectores de humo, medidores de
espesores, etc. Asimismo, quedan comprendidas en esta categoría las fuentes patrones,
estimuladores cardiacos radioisotopicos, marcadores o simuladores de uso médico, equipos de
rayos X para control de equipaje, correspondencia, etc., fluroscopia industrial y difractometros.
Artículo 8.- Las instalaciones de primera categoría requerirán autorización de construcción,
operación y cierre temporal o definitivo.
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29. EDUCACIÓN CONTINUA
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APUNTE DICIEMBRE /08 29/38
Las instalaciones de segunda categoría requerirán autorización de operación y de cierre temporal o
definitivo, y las de tercera categoría, sólo requerirán autorización de operación.
Artículo 9.- Para el otorgamiento de la autorización de construcción de las instalaciones de primera
categoría, el interesado deberá presentar los siguientes antecedentes :
a) Plano de ubicación e informe de emplazamiento, cuando corresponda.
b) Anteproyecto de construcción.
c) Plano y memoria de diseño de la instalación, que deberá incluir blindajes, manuales de
los equipos de los sistemas de seguridad y control, y de los sistemas auxiliares, y
d) Plan de utilización, que contendrá una descripción de los elementos radiactivos y de los
equipos generadores de radiaciones ionizantes, y la utilización estimada de los mismos.
Artículo 10.- Para el otorgamiento de la autorización de operación de las instalaciones de
primera categoría, el interesado deberá presentar los siguientes documentos :
a) Manual de operación y mantenimiento de sistemas y equipos con descripción de los
procedimientos.
b) Plan de emergencia, en caso de accidente.
c) Informe de funcionamiento y de seguridad radiológica favorable de las autoridad
sanitaria. Este informe también podrá ser emitido por una persona natural o jurídica, especialmente
autorizada para estos efectos, por los Servicios de Salud, conforme a las normas que al respecto
dicte el Ministerio de Salud.
Artículo 11.- Para el otorgamiento de la autorización de operación de las instalaciones radiactivas
de segunda categoría, se exigirá :
a) Manual de operación y mantenimiento de sistemas y equipos.
b) Informe de funcionamiento y de seguridad radiológica favorable de la autoridad sanitaria.
Este informe también podrá ser emitido por una persona natural o jurídica, especialmente
autorizada para estos efectos, por los Servicios de Salud, conforme a las normas que al respecto
dicte el Ministerio de Salud.
Artículo 12.- Para el otorgamiento de la autorización de operación de las instalaciones de tercera
categoría, el interesado deberá presentar el plano de la instalación y las especificaciones técnicas
de los equipos.
Artículo 13.- Para el otorgamiento de las autorizaciones de cierre temporal o definitivo de las
instalaciones radiactivas de primera y segunda categoría, el interesado deberá presentar a la
autoridad sanitaria una solicitud debidamente fundada, en la que se indicará los procedimientos y
sistemas de seguridad que se adoptarán para tales efectos.
Artículo 14.- El titular de una autorización para instalación radiactiva, será siempre responsable de
la seguridad de su emplazamiento, puesta en servicio, funcionamiento y cierre temporal o
definitivo, sin perjuicio de la responsabilidad que pudiera afectar al personal que se desempeña en
dicha instalación, de acuerdo a las normas generales del derecho.
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30. EDUCACIÓN CONTINUA
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APUNTE DICIEMBRE /08 30/38
Artículo 15.- Para el otorgamiento de la autorización de la operación de los equipos
generadores de radiaciones ionizantes móviles, el interesado deberá presentar antes el Servicio de
Salud correspondiente, los siguientes antecedentes :
Presentar antes el Servicio de Salud correspondiente, los siguientes antecedentes: a)
Manual de operación y mantenimiento del equipo con descripción de los procedimientos.
b) Nómina de los operadores, debidamente autorizados, encargados del manejo de tales
equipos. Dicha nómina deberá mantenerse actualizada comunicándose a la autoridad sanitaria
cualquier cambio que se produzca en ella.
TITULO IV.
De las Autorizaciones para las Personas que se Desempeñan en las Instalaciones
Radiactivas.
Artículo 16.- Toda persona que desarrolle actividades relacionadas directamente con el
uso, manejo o manipulación de sustancias radiactivas u opere equipos generadores de radiaciones
ionizantes deberá ser autorizada por el Servicio de Salud correspondiente. Esta autorización tendrá
validez en todo el territorio nacional.
Artículo 17.- Para obtener esta autorización, el interesado deberá acreditar ante el Servicio de
Salud respectivo, el cumplimiento de los siguientes requisitos :
a) Licencia secundaria o su equivalente.
b) Haber aprobado el curso de protección radiológica, dictado por la Comisión Chilena de
Energía Nuclear, los Servicios de Salud, el Instituto de Salud Pública de Chile, u otros
organismos autorizados por el Ministerio de Salud, o haber convalidado estudios realizados
al efecto, ante los Servicios de Salud.
Artículo 18.- No obstante lo dispuestos en el artículo precedente, podrán optar a esta
autorización aquellas personas que acrediten fehacientemente, haberse desempeñado en tales
actividades por un período de a lo menos tres anos. Para estos efectos, los Servicios de Salud,
cuando lo estimen conveniente, podrán exigir que el solicitante rinda un exámen acerca de
materias de protección radiológica.
Asimismo, se exigirá a los interesados la presentación de su historial dosimétrico, o en su defecto,
el examen médico correspondiente.
Artículo 19.- Las autorizaciones a que se refiere el presente título, serán otorgadas por un
plazo máximo de tres años.
Para su renovación, deberá considerarse el historial dosimétrico del interesado, que llevará
el Instituto de Salud Pública de Chile.
La dosimetría personal podrá efectuarse por otro organismo habilitado para tales efectos,
por el Ministerio de Salud.
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31. EDUCACIÓN CONTINUA
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APUNTE DICIEMBRE /08 31/38
TITULO V
De las Autorizaciones de Importación, Exportación, Venta, Distribución y Almacenamiento
de Sustancias Radiactivas.
Artículo 20.- Las sustancias radiactivas no podrán ser internadas al territorio nacional o
enviadas fuera de él, sin la competente autorización sanitaria.
Asimismo, la transferencia a cualquier título de dichas sustancias, deberá contar con autorización
del Servicio de Salud respectivo.
Artículo 21.- Los lugares destinados al almacenamiento de sustancias o desechos radiactivos,
deberán contar con autorización del Servicio de Salud competente.
TITULO VI
Del Abandono o Desecho de Sustancias Radiactivas.
Artículo 22.- Todo abandono o desecho de sustancias radiactivas, requerirá de autorización
del Servicio de Salud respectivo.
TITULO VII
De las Sanciones.
Artículo 23.- El incumplimiento de las disposiciones establecidas en este reglamento, será
sancionado por los Servicios de Salud en la forma y conforme a los procedimientos previstos en el
Libro Décimo del Código Sanitario.
TITULO FINAL
Artículo 24.- El presente reglamento entrará en vigencia a contar de su publicación en el Diario
Oficial, fecha en la cual quedará derogada toda norma, disposición o instrucción contraria o
incompatible con sus preceptos.
DISPOSICIONES TRANSITORIAS
Artículo 1.- Las instalaciones radiactivas o los equipos generadores de radiaciones ionizantes que
se encuentren en funcionamiento a la fecha de vigencia de este decreto, sin autorización sanitaria,
deberán obtener la correspondiente autorización de operación de acuerdo a las normas que se
establecen en esta materia, dentro del plazo de 180 días contados desde la fecha de su vigencia.
Artículo 2.- Las personas que actualmente se encuentren desempeñándose en
instalaciones radiactivas u operen equipos generadores de radiaciones ionizantes sin la
correspondiente autorización sanitaria, deberán obtenerla dentro del mismo plazo señalado en el
artículo precedente.
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32. EDUCACIÓN CONTINUA
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APUNTE DICIEMBRE /08 32/38
Anótese, tómese razón, publíquese e insértese en la Recopilación de Reglamentos de la
Contraloría General de la República.- AUGUSTO PINOCHET UGARTE, General de Ejército,
Presidente de la República.- Augusto Schuster Cortés, Ministro de Salud subrogante.- Samuel Lira
Ovalle, Ministro de Minería.
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33. EDUCACIÓN CONTINUA
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APUNTE DICIEMBRE /08 33/38
GLOSARIO
Absorción: Transferencia de energía de la radiación ionizante a un material (p. ej.: tejido
biológico).
Accidente: Acontecimiento imprevisto incluyendo errores de operación, fallas de equipos u otros
contratiempos que son susceptibles de acarrear para una o varias personas una dosis superior a
las normales, pudiendo superarse los límites de dosis.
ALARA (As Low As Reasonably Achievable) : Uno de los tres principios en los que se basa el
sistema de protección radiológica recomendado por la C.I.P.R... Consiste en que las dosis de
radiación de las personas expuestas deben ser tan bajas como sea razonablemente alcanzable,
tomando en cuenta los factores económicos y sociales.
ALI (Límite Anual de Incorporación) : El límite derivado para la cantidad de material radiactivo
incorporado al cuerpo de un trabajador adulto por inhalación o ingestión en un año. ALI es el menor
valor de incorporación de un dado radionúclido en un año por el hombre de referencia (CIPR
Publicación 23) que resulta en una dosis efectiva comprometida de 0.02 Sv o una dosis equivalente
comprometida de 0.5 Sv para cualquier órgano individual o tejido.
Área controlada : Es la zona donde los trabajadores pueden recibir exposiciones superiores a
3/10 del límite de dosis aplicable, en la cual se requieren medidas de protección y seguridad para
controlar las exposiciones normales y prevenir o limitar el alcance de las exposiciones potenciales.
Las áreas controladas deberán estar físicamente delimitadas y deberán colocarse señales de
advertencia adecuadas en las entradas y en el interior de las mismas.
Área supervisada: Cualquier área no designada como un área controlada pero para la cual las
condiciones de exposición ocupacional son mantenidas bajo vigilancia aunque no son necesarias
medidas especiales de protección y seguridad.
Atenuación: Pérdida de energía de la radiación ionizante por dispersión y absorción al
interaccionar con la materia.
C.I.P.R. (Comisión Internacional de Protección radiológica) : Organismo dedicado al estudio de
los efectos de las radiaciones ionizantes y del riesgo que puede implicar su utilización en
actividades diversas. Este organismo se encarga de elaborar recomendaciones modificables a la
luz de los conocimientos que se tienen en cada momento, las que frecuentemente son usadas por
los países para establecer sus propias legislaciones.
Contaminación: Material radiactivo presente en un lugar no deseado, particularmente donde su
presencia puede ser perjudicial.
Detrimento: Una magnitud multiatributo (probabilidad de cáncer fatal, probabilidad ponderada de
cáncer no fatal, probabilidad ponderada de efectos hereditarios severos, y acortamiento de vida
relativo) que expresa el perjuicio total que puede eventualmente ser experimentado por un grupo
expuesto y sus descendientes como resultado de la exposición a una fuente de radiación.
Dispersión: Deflexión de la radiación por interacción con la materia.
Dosimetría: La ciencia y la técnica para determinar la dosis de radiación.
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34. EDUCACIÓN CONTINUA
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APUNTE DICIEMBRE /08 34/38
Dosímetro personal: El detector de radiación que es portado por los individuos expuestos a las
radiaciones para medición de la dosis. Permite evaluar las condiciones de trabajo desde el punto
de vista radiosanitario e implementar medidas para su optimización.
Dosis: Es la medida de la radiación recibida o "absorbida" por un blanco.
Dosis absorbida (D): Es la magnitud dosimétrica fundamental definida como D = de/dm, donde de
es la energía media impartida por la radiación ionizante a la materia en un elemento de volumen de
masa dm. La energía puede ser promediada sobre cualquier volumen definido. La unidad S. I. es el
joule por kilogramo (j.kg-1), llamado gray (Gy). La unidad tradicional es el rad, que equivale a 0.01
Gy.
Dosis colectiva (S): Es el producto del número de individuos expuestos a una fuente de radiación
por el promedio de las dosis individuales. La unidad en el S. I. es el sievert-hombre.
Dosis Efectiva (E): La magnitud E, es definida como la sumatoria de las dosis equivalentes en los
tejidos, cada una multiplicada por el factor de ponderación correspondiente al tejido.
Donde HT es la dosis equivalente en el tejido T y W T es el factor de ponderación para el tejido T. La
unidad de la dosis efectiva es el J.kg-1, llamada sievert (Sv).
Dosis equivalente (H): Es una magnitud que se define como H = DT.WR, donde DT es el promedio
de la dosis absorbida en un tejido u órgano T, y W R es un factor de ponderación que depende de la
calidad de la radiación incidente R. El valor de W R para determinado tipo y energía de la radiación
es representativo de la eficacia biológica de dicha radiación para inducir efectos estocásticos a
bajas dosis. La unidad en el S. I. es el sievert (Sv). La unidad tradicional es el rem, que equivale a
0,01 Sv.
Efecto determinístico: Es un efecto biológico de la radiación para el cual existe un nivel de dosis
umbral que determina con certeza la aparición del efecto, y cuya severidad aumenta con la dosis.
Por ejemplo: eritema, depilación, esterilidad, cataratas, cambios en la composición de la sangre.
Efecto estocástico: Es un efecto biológico de carácter probabilístico que ocurre sin un nivel de
dosis umbral, cuya probabilidad de manifestarse es proporcional a la dosis y cuya severidad es
independiente de la dosis. Ejemplos de estos efectos son la carcinogénesis y las alteraciones
genéticas.
Exposición: La incidencia de radiación ionizante sobre las personas. La exposición puede ser
externa (irradiación por fuentes externas al cuerpo) o interna (irradiación por fuentes ubicadas
dentro del cuerpo). También es una magnitud que expresa la ionización producida en una masa
específica de aire por radiación X o gamma, la cual puede ser usada como una medida de la
radiación a la que un individuo está expuesto. La unidad de la exposición en el S. I. es el coulomb
por kilogramo, la unidad tradicional es el roentgen (R), (1C.kg-1 = 3.876 R).
Exposición crónica: Exposición persistente en el tiempo.
Exposición del público: Exposición recibida por miembros del público de fuentes de radiación,
excluyendo cualquier exposición médica u ocupacional y el fondo natural de radiación.
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35. EDUCACIÓN CONTINUA
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APUNTE DICIEMBRE /08 35/38
Exposición médica: Exposición recibida por los pacientes como parte de su propio diagnóstico o
tratamiento y por las personas que voluntariamente ayudan en la asistencia y bienestar de los
pacientes.
Exposición natural: La exposición producida por fuentes naturales de radiación que incluye la
radiación cósmica y las fuentes de radiación terrestres. El promedio mundial de la dosis efectiva
debida a la exposición natural es de 2,4 mSv por año.
Exposición ocupacional: Exposición recibida en el trabajo como resultado directo de las
actividades ocupacionales, ya sean a tiempo completo, parcial o temporal. (Ver límites de dosis).
Exposición potencial: Exposición que no es esperada o producida con certeza pero que puede
resultar de un accidente o una secuencia de eventos de naturaleza probabilística, incluyendo fallas
de equipos y errores de operación.
Factor de ponderación de la radiación (WR): Multiplicadores de la dosis absorbida usados para
propósitos de Protección Radiológica para tener en cuenta la eficacia relativa de los distintos tipos
de radiación en inducir efectos en la salud.
Tipo de radiación WR
Radiación gamma y X 1
Partículas beta 1
Neutrones 5 -20
Protones 5
Partículas alfa 20
Factor de ponderación del tejido (W T): Multiplicadores de la dosis equivalente usada para
propósitos de Protección Radiológica para tener en cuenta las diferentes sensibilidades de los
distintos organos y tejida a la inducción de efectos estocásticos.
Tejido u órgano WT
Superficie ósea, piel 0.01
Vejiga, mama, hígado, esófago, tiróides 0.05
Medula ósea, colon, pulmón, estómago 0.12
Gónadas 0.20
Resto de los tejidos 0.05
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36. EDUCACIÓN CONTINUA
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APUNTE DICIEMBRE /08 36/38
Fondo de radiación (Background): Radiación ionizante presente en la región de interés
proveniente de otras fuentes distintas de la de interés primario.
Fuente sellada de radiación: Material radiactivo contenido en una cápsula sellada, sellado entre
láminas de material no radiactivo, o firmemente fijado a una superficie no radiactiva por
electrodeposición u otros métodos. La barrera de confinamiento previene la dispersión del material
radiactivo bajo condiciones normales y muchas accidentales relacionadas con el uso de la fuente.
Gray (Gy): La unidad especial S. I. de la dosis absorbida igual a 1 J.kg-1 en cualquier medio.
Justificación: Principio del Sistema de Protección Radiológica que expresa que ninguna práctica
que involucre exposición a la radiación debe ser adoptada, a menos que ella produzca suficiente
beneficio a los individuos expuestos o a la sociedad para compensar el detrimento causado por la
radiación.
Límite de dosis : El valor de la dosis equivalente o de la dosis efectiva recibida por los individuos
que no debe ser excedido, no teniendo en cuenta las dosis resultantes del fondo radiactivo natural
y de la exposición sufrida como consecuencia de exámenes y tratamientos médicos. Los límites de
dosis recomendados por la C.I.P.R. son:
LÍMITE DE DOSIS (mSv/año)
APLICACION TRABAJADORES PUBLICO
DOSIS EFECTIVA 20 1
PROMEDIADOS EN PERÍODOS
DEFINIDOS DE 5 AÑOS
DOSIS EQUIVALENTE
CRISTALINO 150 15
PIEL 500 50
MANOS Y PIES 500 -
Monitoreo: La medida de la dosis o la contaminación por razones relativas a la evaluación o
control de la exposición a la radiación o sustancias radiactivas y la interpretación de los resultados.
Monitoreo personal: Estimación sistemática y periódica de la dosis de radiación recibida por el
personal durante las horas de trabajo.
Radiación ionizante: Radiación electromagnética o de partículas subatómicas, capaz de producir
iones por procesos directos o secundarios al pasar a través de la materia.
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37. EDUCACIÓN CONTINUA
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APUNTE DICIEMBRE /08 37/38
Radiactividad: Un proceso natural y espontáneo por el cual los átomos inestables de un elemento
emiten o irradian el exceso de energía de su núcleo y, así, cambian (o decaen) a átomos de un
elemento diferente o a un estado de energía menor del mismo elemento.
Sievert (Sv): La unidad especial del S. I. para la dosis equivalente y efectiva igual a 1 J.kg -1.
REFERENCIAS
International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of
Radiation Sources. Safety Series Nº 115-I. International Atomic Energy Agency, Vienna, 1994.
Protección Radiológica. Colección Sanidad Ambiental. Ministerio de Sanidad y Consumo.
España, 1990.
1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. Annals of the
ICRP. ICRP Publication 60. International Commission on Radiological Protection, 1990.
Department of Energy (DOE) Radiological Control Manual. United States Department of Energy.
USA, Last Modified: September 15, 1995.
Radiation Protection for Medical and Allied Health Personnel.NCRP Report Nº 105.
Recommendations of the National Council on Radiation Protection and Measurements, 1989.
VERGARA E., Mauricio. DOSIS AL FETO EN RADIODIAGNOSTICO. Rev. chil. radiol. [online].
2005, vol.11, no.1 [citado 15 Octubre 2008], p.30-31. Disponible en la World Wide Web:
<http://www.scielo.cl/scielo.php?script=sci_arttext&pid=S0717-
93082005000100007&lng=es&nrm=iso>. ISSN 0717-9308.
http://mazinger.sisib.uchile.cl/repositorio/lb/ciencias_quimicas_y_farmaceuticas/medinae/cap11/35.
html
http://www.bcn.cl/carpeta_temas/temas_portada.2005-12-27.6906371083/area_2.2005-12-
28.9517484778
http://www.cchen.cl/index.php?
option=com_content&task=category&sectionid=19&id=144&Itemid=87
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38. EDUCACIÓN CONTINUA
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