AUTOR: ING. JOSÉ RAÚL ORTIZ MAGAÑA Ingeniero Industrial, Maestría en Ciencias en la Especialidad de Ingeniería Nuclear. Fecha: 1985-06

1. (_¿(1
ACADEMIA MEXICANA DE INGENIERIA
1
r
CRITERIOS APLICABLES EN EL MANEJO DE
ACCIDENTES RADIOLOGICOS
L
J. RAUL ORTIZ MAGAÑA
JUNIO DE 1985.
L
1

2. lo
INTRODUCCION
Un accidente radiológico se presenta cuando se pier-
FE el control sobre una fuente de radiación debido, por ejem--
pb, a la pérdida de la contención y blindaje, que impiden la
dispersión del material emisor de la radiación y atenúan a un
nivel adecuado la radiación emitida respectivamente.
Este trabajo únicamente se refiere a las fuentes
de radiación directa o indirectaménte ionizante (rayos-x, ra-
yos gamma, partículas alfa y beta, neutrones, etc.), debido a
que este tipo de radiación representa un riesgo potencial ma-
yor que la radiación no ionizante (rayos ultravioleta, mfra-
rrojos, ondas radar, microondas, etc.).
1
Las fuentes de radiación ionizante pueden considerarse -
en dos grandes grupos:
Las máquinas generadoras de radiación: aceleradores y
equipos de rayos-x.
Los materiales radiactivos.
En el primer grupo, la emisión de radiación cesa al
cortar el suministro de energía a la máquina generadora, eh-
minndose en ese momento el riesgo, por lo que los accidentes
L
1
L

3. -2-
con este tipo de fuentes se deben básicamente a violaciones a
los procedimientos de trabajo y decontrol de acceso a la Sa-
la de irradiación.
I
El segundotipo --de fuentes, el material radiactivo,
ecaraceriza porque en ningún momento dejan de emitir radia
1 ción, debido a que la radiactividad es un fenómeno nuclear es
f
pontneo no controlable que se presenta cuando ciertos átomos,
se encuentran de manera natural o artificial, en un estado --
E
excitado (inestable) y tienden a desembarazarse del exceso de
energía, emitiendo radiación, lo que los conduce a una rela--
P ción ms estable del número de neutrones al número de proto--
nes, a este proceso se le denomina desintegración radiactiva.
II
El tiempo que "cierta cantidad" de material radiac-
tivo permanece emitiendo radiación puede relacionarse con un
parámetro característico de cada radionúclido, llamado "vida
[ media", este parámetro indica el tiempo que debe transcurrir
para que una cantidad dada de un radionúclido emita la mitad
de la radiación que emitía inicialmente.
El hecho de que este tipo de fuente- ----
emiten continuamente radiación, requiere que se mantengan - -
constantemente bajo control, requirindose para su manejo un
sistema de contención que impida la dispersión no deseada de
material y un blindaje que atenúe de manera adecuada la radia
ción emitida cuando ósta no se desea utilizar.
F

4. no - 3 -
El accidente radiológico se presenta cuando se pier
de el control de la fuente de radiación y se expone indebida
e incontroladamente a la radiación a las personas o bienes, -
u'
1
pudiendo causar también contaminación por la dispersión y con
tacto del material radiactivo con las personas, objetos y el
ambiente.
fil
La radiación no es detectable por los sentidos huma
nos (no se ve, no se siente, no se huele, etc.), esto origina
un temor natural a lo desconocido, a lo invisible, que cuando
no se comprende y se exagera se convierte en un fantasma apo-
1
calíptico capaz de desarrollar psicosis pCiblicas que se trans
forman en costosos problemas sociales, principalmente cuando
la psicosis hace presa también de los medios de comunicación
social.
Si deseamos recibir el beneficio de esta tecnología,
debemos de aplicar criterios que nos permitan obtener el mdxi
mo beneficio, con el menor riesgo en la utilización controlada
de fuentes de radiación y el menor daño posible en condiciones
L de accidente.
EFECTOS BIOLOGICOS DE LA RADIACION
Los efectos de la interacción de la radiación ioni-
zante con la materia son consecuencia de la transferencia de
J
1

5. -4-
energía a los átomos y moléculas mediante procesos de excita-
ád
y de ionización que conducen a la ruptura de los enlaces
químicos, disociando los compuestos moleculares presentes y -
produciendo nuevas especies químicas que al recombinarse, pue
den producir en el medio irradiado compuestos moleculares di-
ferentes a los originalmente presentes.
En consecuencia, la interacción de la radiación con
el tejido vivo produce modificaciones moleculares en las célu
las que son irradiadas.
El efecto de la radiación a nivel celular dependerá
del tipo de moléculas que resulten afectadas, por ejemplo, mo
léculas tales como hidratos de carbono o sales son ms fácil-
mente reemplazadas que las de los ácidos nucleicos que son --
considerados de gran importancia biológica ya que en su es- -
tructura se encuentra inscrito el código de información gené-
tica. Dependiendo del tipo y cantidad de las modificaciones
moleculares puede producirse la muerte rápida o diferida de -
la célula, inhibir o alterar la mitosis produciéndose células
anormales.
A nivel de órganos o tejidos en el cuerpo humano, -
el daño será función de la dosis y de la rapidez con que se irn
parta,de la magnitud del área expuesta, de la importancia de -
la función del órgano expuesto.

6. -5-
iw
r Los tejidos ms sensibles a la radiación son aque--
lbs que por su función requieren de una reproducción celular
rápida como lo son los órganos formadores de células sanguíne-
ás,estos tejidos son capaces de reparar su lesión a partir de
las células no dañadas, debido a su rápida respuesta, en estos
tejidos se presentan los efectos inmediatos. Los tejidos de me
nor rapidez de reproducción celular pueden conservar las célu-
las dañadas por largo tiempp, presentándose en ellos los efec-
tos tardíos. En resumen, el daño final dependerá de la capad
dad del tejido, y de la habilidad para sustituír rápidamente -
las células dañadas.
La respuesta del organismo en su conjunto depende del
órgano o tejido irradiado, del grado de respuesta de dichos te-
jidos, de la magnitud del área del cuerpo expuesto, así como -
de la rapidez de la dosis.
La respuesta también varía de una especie biológica a
otra y aún se tienen diferencias entre individuos de una misma
especie. (Tabla No. 1).
Los efectos de la radiación en los seres humanos, se
denominan somáticos cuando se manifiestan en el individuo que
sufrió la irradiación y hereditarios cuando se manifiestan en
su descendencia.

7. -6-
L
TABLA NO.1
&1-
DOSIS LETAL MEDIA PARA DIFERENTES CRGANISMOS 1
ORGISMOS
DL 50 (rads)
Perro 340
Hombre 400-600
Rata 600-1000
Escherichia
coli 5.600
Virus 2x10 6
(1) E. Iranzo. Filosofía y Nontiva de la Protecci6n Radiológica.
Notas. Junta Energía Nuclear. Madrid 1980.

8. -7-
L
RELACION DOSIS - RESPUESTA
f
En función de la relación dosis-respuesta, los efec-
tos biológicos se clasifican en It es tocsticos y no estocsti--
r
Los efectos estocsticoS son aquellos para los cuales
la probabilidad de que se presente el efecto se considera como
una función de la dosis, a mayor dosis, mayor probabilidad de
que se presente el efecto. La severidad del efecto no es f un-
ción de la dosis. La inducción de neoplasias y las lesiones -
genéticas son ejemplos de este tipo, ademas estos efectos se -
manifiestan tardíamente y es imposible distinguir entre una pato
génesis radio-inducida de otra que ocurre de manera natural.
Algunos de los efectos somáticos son estocsticoS, -
entre ellos, la carcinogéfleSiS es el ms importante riesgo so-
mático de la irradiación a bajas dosis y por tanto es el pro--
blema principal de la protección radiológica.
Los efectos no estocstiCOS se caracterizan por una
relación de causalidad entre la dosis y el efecto. Para que -
se presenten estos efectos se requiere que la dosis alcance o
rebase cierto valor, el valor de urobral, una vez rebasado este
valor, la severidad del efecto es función de la dosis recibida,
suponiéndose una relación lineal a partir del valor de umbral,
(2) ICPP. ICRP Publication 26. Annais of ICRP 1, No. 3.
Perganon Press, N.Y., 1977.
u
u
u

9. a mayor dosis mayor gravedad del efecto. La caída del pelo,
:
las cataratas, la esterilidad, son ejemplos de este tipo de
efectos.
ft
El tipo de radiación a que con mayor frecuencia es-
tn expuestas las personas es radiación de baja transferencia
L. lineal de energía como lo son los rayos gamma y los rayos x,
por lo que resulta de primordial interés conocer las relacio-
nes dosis-respuesta de los efectos estocsticos para este ti-
po de radiación. Esta relación es compleja, y aunque se dis-
pone de alguna información en humanos, ésta se refiere a dosis
altas impartidas con gran rapidez de dosis, información sobre
la respuesta a dosis bajas con menor rapidez de dosis se ha -
obtenido de experimentos de radiobiología con animales y plan
tas. Aunque la respuesta difiere de una especie biológica a --
otra, se observan relaciones cualitativas similares.
La información obtenida demuestra que la curva de -
L la relación dosis-respuesta es de la forma E = aD + bD 2 .
Esta relación "lineal cuadrática" es dependiente de la magni-
tud de la dosis y también de la rapidez con que se imparte la
dosis, la pendiente de la curva se incrementa al aumentar la
rapidez de dosis.
L.
(3) NCRP. NCIP P.eport 64. National council on Fadiation Protection and
Neasurements, Bethesda, M.D. 1980

10. •1
o
o
o
z
o
'u
o
oz
FIGURA
,
/
,
,
CURVA Sf411
,
,
/
,
/
CURVA"B"
LINEA L, SIN UMBRAL
PENDIENTE cc L /
,
CURVA"C"
• BAJA RAPIDEZ DE
EXPOSIC!ON PEN - - - -
DIENTE ccEx -
1-dp ----
- - - -
--. -
/
- -. - --
— -- — CURVA"D"
IPEN51ENTE LIMITE PARA
AJA RAPIDEZ DE EXPOSICIOI
DOSIS ABSORBIDA
En la Figura 1 la curva "A" es verdadera para altas
dosis y alta rapidez de dosis.
En la Figura 1 se muestran puntos conocidos de res-
r puesta a altas dosis y posibles curvas dosis-respuesta para --
efectos estocsticos. No se dispone de información suficiente
en la región de baja d Dsis para determinar la forma de la cur-
va en esta región, sin embargo, se considera que la curva A in
dicada en la figura es generalmente la ms apropiada. Una
(3) NCRP. NCRP Reprt 64, National Council en Padiation Protection and
asurements, Bethesda, M.D. 1980
..

11. 1
L.
r
ts
aproximación conservadora es efectuar una interpolación lineal
entré los puntos conocidos a altas dosis y el origen, línea B,
aceptando que se tiene una incidencia O a dosis O. Esta línea
nos representa un límite superior para la estimación del ries-
go a baja dosis.
LIMITACION DE DOSIS
Conocidos los efectos perjudiciales de la radiación
y su relación con la dosis, es posible aplicar criterios de -
limitación de- dosis con objetivos de protección para cualquier
actividad que implique exposición a la radiación, tanto para
condiciones normales como para condiciones de emergencia ra--
dio lógica.
Los objetivos básicos de la protección radiológica -
son, el evitar los efectos no estocsticos y reducir a un "ni-
vel aceptable" la probabilidad de que se presenten los efectos
estocsticos. (2)
El primer objetivo se logra estableciendo un límite
de dosis por debajo del valor de uiribral para cualquier efecto
no estocstico. Para el caso de irradiación a órganos aisla-
dos, la Comisión Internacional de Protección Radiológica (CIPR)
ha establecido un límite de 50 rem.*
(2) ICRP. ICPP Publication 26. Annais of ICRP 1, No. 3.
Pergamon Press, N.Y. 1977
* Para rayos garmia y rayos x, 1 rem = 1 rad, 1 rad es igual a 0.01 Joule
depositado por la radiación, en 1 Kg. de materia.
L
r

12. - 11 -
ti.
1
r Respecto del segundo objetivo, se han hecho las si-
1
L guientes consideraciones:
S
a) Para el caso de irradiación uniforme a cuerpo total,
la CIPR ha estimado un riesgo total para mortalidad
por cáncer inducido por radiación de lO rem co-
r mo valor promedio para ambos sexos y para todas las
edades.
b) El mayor riesgo para efectos hereditarios se ha es-
II
timado en 4 x lO rein para las dos primeras gene
raciones y de 8 x lO rem para todas las subse--
cuentes generaciones.
En base a estas apreciaciones, la CIPR ha establecí
do un límite anual para la exposición a cuerpo total de 5 rem
para los trabajadores ocupacionalmente expuestos a la radía--
ción, considerando que el riesgo promedio de mortalidad a que
se exponen los trabajadores en industrias de las consideradas
ms seguras, es del orden de lO por año. (2)
L
Los límites recomendados para individuos de la pobla
ción son la dcíma parte de los anteriormente mencionados, ya
que estos individuos son expuestos involuntariamente a la ra-
diación y reciben un beneficio indirecto de la utilización de
WI
(2) ICPP. ICRP Publication 26. Annals of ICRP 1, No.3
Pergamcn Press, N.Y. 1977
L.

13. - 12 -
L
1
las fuentes de radiación, por lo que es razonable que el ries
go a que se someten por este motivo sea un orden de magnitud
menor.
a En la Tabla 2 se muestran los factores de riesgo abso
luto estimados por el Comité Científico de las Naciones Unidas
sobre el Efecto de las Radiaciones Atómicas (UNSCEAR); la Comi-
sión Internacional de Protección Radiológica (ICRP); Academia -
Nacional de Ciencias de los E.U., reporte BEIR; Consejo Nacio--
nal sobre Protección Radiológica y Mediciones de los E.U. (NCRP).
Como puede observarse, el valor promedio es del orden de
rad.
Se ha observado también que la exposición a la radia-
ción combinada con otros agentes cancerígenos como el hébito de
fumar, presenta efectos sinergéticos que incrementan notablemen
te el riesgo de carcinogénesis en el pulmón, tal como se indica
en la Tabla 3.
IADIACION NATURAL
Con objeto de tener una conciencia clara del riesgo
que pudiere representar el verse expuesto a radiaciones, es -
necesario recordar que la vida, apareció, se desarrolló y evo
lucionó, inmersa en el campo de radiación existente en el uní
r verso desde su creación.

14. - 13 -
TABLA NO.2
(4)
MORTALIDAD
UNSCEAR
1977
x 10 6 /RAD
ICRP
1977
BEIR
1980
NCRP
1983
LEUCEMIA 20 20 25 20
TIROIDES 10 5 5 5
MAMAS (50) prom.25 20 20
PULMONES 25 20 25 25
OTROS 40 50 35 50
95-145 125 110 120
(4) W.K. Sinclair.In 61± International ConcTress IRPA.
Padiation Risk-Protection, 1, pp. 9, 10,14.

15. - 14 -
L
P
TABLA NO. 3
RIESGO RELATIVO RESPECTO AL HABITO
DE FUMAR Y A LA EXPOSICION A LA RA-
DIACION ENTRE TRABAJADORÉS DE LAS
MINAS DE URANIO Y SOBREVIVIENTES -
DE LA BOMBA ATOMICA.
'ftabajadores de las Sobrevivientes de
minas de uranio, la bomba at6rnica.
Nivel debido al tibi Nivel debido al -
BLACION to de fumar. hgbito de fumar.
Bajo Alto Bajo Alto
Nivel de
radiaci6n: Bajo 1.0 7.7 1.0 9.7
Alto 18.2 146.8 6.2 14.0
(5) Boice J.D., Beebe G.W., Land Ch.E.: in Proceedings of the 20th
Maeting of the National Council on Radiation Protection and
iasurements, 1980, p. 39

16. - 15 -
En el planeta tierra, recibimos de una manera natu-
ral, radiación cósmica del espacio exterior (proveniente prin
cipalmente de las estrellas), de los materiales radiactivos -
que se encuentran en la corteza terrestre y, finalmente, de -
los materiales radiactivos constituyentes de nuestro organis-
mo, las dosis anuales que en promedio recibimos por estas - -
fuentes naturales de radiación se muestran en la Tabla 4.
En años recientes se ha prestado atención especial
a las emanaciones de gas radon, de los materiales utilizados en
la construcción y del agua potable utilizada por la población,
el UNSCEAR ha estimado que la inhalación de Radón-222 y Radón-
220 y, de sus productos radiactivos de vida media corta, pro-
(7)
ducen una dosis interna anual promedio de 100 mrem , por lo
que, agregando esta dosis a las reportadas en la Tabla 4, se
tendría una dosis promedio de 229.6 mrem/año por fuentes natu
rales y un gran total de 310.4 mrem/año.
L Es conveniente hacer notar que la dosis por radón -
cambia fuertemente conla ventilación de las casas y edificios,
por esta razón es 25% mayor en las zonas tenpladas y 70% menor en -
S
las zonas tropicales.
El valor de esta dosis ti na turalVe varía con la natu-
4.
del subsuelo sobre el cual vivimos, el tipo de material
(7) uNScER. Report to the General Assernbly United Nations, N.Y. 1982
II

17. TABLA NO. 4
PROMEDIO DE FADIACION NATURAL RECIBIDA POR PERSONA (6)
FUENTES EXTERNAS
Rayos c6smicos
Rayos y de la corteza
terrestre
FUENTES INTERNAS
K-40 en el cuerpo
C-14 en el cuerpo
Elementos pesados
45 rremJaño
*wuv
17 mrem/año
1 rremJ año
6.6 mrem/año
129.6 mrem/año
DOSIS PROMEDIO RECIBIDA POR PERSONA
DEBIDO A HJENTES ARTIFICIALES
Rayos-x mdicos y dentales
Radiofnrcos
Precipitaci6n radiactiva
Uso de energía nuclear
Ocupacional
Otras
Padiaci6n natal
Por fuentes artificiales
GRAN TOTAL
72 rmem/año
2 mrem/año
4 rrem/afio
0.003 mrem/año
0.8 mrem/año
2.0 rrem/año
80.8 rraem/año
129.6 mreiWafio
80.8 mrein/año
210.4 rrem/año
Calculadas para la poblaci6n de los E.U.A.
(6) Lamrsh J. R. Introduction to Nuclear Engineering.
Ad.isson- Wesley, Co. 1977

18. - 17 -
utilizado en la construcción de nuestras casas y lugares de -
trabajo, así como de la latitud y altura de la ciudad donde -
vivimos. Obviamente, que en base a los modelos conservadores
dosis-respuesta establecidos, para los efectos estocásticos y
a los factores de riesgos estimados se puede atribuír a esta
radiación natural aproximadamente el 0.5% de la incidencia nor
mal de cáncer mortal y aproximadamente menos del 1% de las mu-
taciones genéticas espontáneas, ésto es considerando que una
población recibe por este motivo una dosis anual promedio de -
100 milésimas de rem. Para una población de 100 000 000 se --
tendrían aproximadamente 1000 fatalidades anuales por cáncer -
inducido por la radiación natural. Para una población igual en
un país desarrollado se tendrían anualmente aproximadamente --
900 fatalidades por cáncer inducido por las aplicaciones médi-
cas de la radiación. Estas cifras pueden compararse contra la
incidencia anual de aproximadamente 200 000 casos de cáncer de
bido a otros agentes cancerígenos diferentes a la radiación. -
Sin embargo, este hecho no va a influír si decidimos cambiar -
nuestra residencia de la ciudad de Veracruz (60 mrem/año) a la
ciudad de México, D.F. (100-120 mrem/año), o bien cuando decí
dimos viajar en jet a 10 kilómetros de altura donde se recibe
0.5 mrem/h.
Existen zonas geográficas con altas dosis de radia-
ci6n natural como se indica en la Tabla 5.

19. - - l - r-i
TABLA NO. 5
(8)
AREAS DE ALTA RADIACION NATURAL ()
NATERIAL AREA
POBLACION .NIVEL
INCLUIDA (rrirem/año)
Arena monacítica Brasil (frnja costera) 30,000 500-1000
Rocas vo1cnicas Brasil (franja costera) 350 1600-12000
intrusivas
Arena rrnacítica Kerala y Madras (India) 100,000 1300
Suelo vo1cnico Niue (Pacífico Sur) 4,500 1000
Arena menacítica Llta del Nilo Norrte 1 x 107 300-00
Pocas de granito Frencia 7 x 106 180-350
Promedio mundial estirrado 2 x 10 80-90
(Uiicamente radiaci6n ecterna, no se incluyen dosis internas).
(8) Lindeli B. Proceedings of the Seventeenth Annual Meeting of the
National Council on Padiation Protection and Measurements, 1982

20. - 19 -
Los estudios epidemiológicos efectuados sobre los -
habitantes de esta zona no han podido determinar con certeza
algún incremento apreciable de efectos estocsticos a estas -
dosis, esto pudiera ser un indicio de que los modelos de -
1
la CIPR son conservadores en el intervalo de dosis bajas.
CRITERIOS RADIOLOGICOS
Los objetivos básicos de la protección radiológica,
como se mencionó anteriormente, son el evitar la ocurrencia -
de los efectos no estocsticos y disminuír a un nivel de ries
go aceptable la probabilidad de ocurrencia de los efectos es-
tocsticos, ya se han discutido los riesgos estimados y los -
límites aplicables para cumplir con estos objetivos. Sin em-
bargo, la incertidumbre de los efectos reales a bajas dosis
y lo subjetivo del concepto "riesgo aceptable" y que conforme
a la téoría del modelo establecido se considera que un efecto
estocstico puede ser causado por cualquier pequeña dosis de
radiación, entonces, no podemos decir que exite una dosis de
radiación "absolutamente segura", por lo que se han estableci
do tres principios básicos de protección: (2)
a) Cualquier pr.ctica o actividad que implique exposición
a la radiación no debe permítirse a menos que produzca
un beneficio neto positivo, es decir, que sea justifi-
cada.
L (9) Hanson G. P., Kamarov E. Proceedings Syrnposium.
Venice 11-15 April, 1983 IAEA-WHO
(2) icip. ICRP publication 26. Annais of ICPP 1, No. 3
Pergamofl Press, N.Y., 1977

21. - 20 -
La protección radiológica debe de optimizarse con
objeto de mantener las dosis tan bajas como razona-
blemente pueda lograrse, tomando en cuenta los fac-
tores sociales y económicos.
Los límites de dosis individuales, deben de utili-
zarse como un medio para evitar los efectos no esto-
cásticos y asegurarse que el detrimento individual
debido a los efectos estocásticos no resulte dema-
siado elevado.
Estos principios básicos de justificación, optimiza-
ción y limitación, creemos que deben aplicarse a todas las si-
tuaciones normales y anormales que impliquen exposición a la
radiación.
En condiciones normales la exposición debe de prever-
se y puede limitarse mediante el control de la fuente, la apli-
cación de los principios básicos y la elaboración de procedi-
mientos de operación adecuados.
Cuando una fuente queda fuera de control se producen
exposiciones accidentales, de manera que únicamente pueden u-
mitarse las exposiciones subsecuentes mediante la aplicación
de medidas correctivas y acciones de protección aplicadas con
la mayor oportunidad posible. Esto es por lo que se refiere a
los trabajadores e individuos del público involucrados en el
te
e
st

22. - 21 -
accidente. En estas condiciones también se producen exposi-
ciones que llamaremos de "emergencia", sobre el personal espe-
cializado que tendrá a su cargo la aplicación de las acciones
L correctivas y de protección, estas exposiciones de emergencia
deben ser planeadas y sujetas a los principios básicos de pro-
técción.
Debido a la gran variedad de circunstancias que se
t pueden presentar en los accidentes radiológicos, resulta di-
fícil establecer criterios para determinar los límites de do-
sis que podrían ser aceptables para el personal participante
en manejo y control del accidente. Sin embargo, se considera
compatible con el concepto de riesgo, aceptar dosis considera-
blemente en exceso de los límites establecidos para condicio-
nes normales, cuando se ejecutan acciones con objeto de contro
larel accidente y de mitigar sus consecuencias, pero estas ac-
ciones deberán realizarse con apego a los principios básicos« de
protección, justificación, optimización y limitación.
Para justificar una dosis en exceso como consecuencia
de una acción específica, debe tenerse la certeza de que el be-
neficio obtenido por el objetivo de dicha acción es mucho mayor
que el posible detrimento causado por la sobredosis a los eje-
cutantes.
La magnitud de la dosis aceptable será entonces fun-
ción de la importancia que le asignemos al objetivo de la acción

23. - 22 -
a desarrollar y del daño al que pudiera exponerse al ejecu-
tante, tomando en consideración que este daño debe ser recupe-
rable y no mortal.
En el caso de la búsqueda y rescate de lesionados pa-
ra salvar vidas o el efectuar acciones que eviten o reduzcan
substancialmente la exposición de un grupo de personas, o bien
evitar un incremento significativo en la magnitud del acciden-
te, puede aceptarse una sobredosis con un límite máximo para
exposición a cuerpo total, cercana al valor de umbral para el
síndrome de radiación, o sea, entre 50 y 100 rems 10 con ob-
jeto de evitar un efecto no estocstico severo y permitir la
recuperación.
- Para acciones con otros objetivos menos importantes
por ejemplo, el proteger una instalación valiosa, el limite rn-
ximo puede establecerse en 25 rem' 0 que sería el umbral para
efectos no estocsticos leves sin consecuencia, fácilmente re-
cuperables.
Respecto del riesgo de efectos estocsticos, de la
figura 2 se deduce que para una dosis de lOO rems, alcanza un
riesgo anual máximo de aproximadamente 10x10 4 /año y un riesgo
para el período de vida de 2.5xl0 2 , para 25 rem el riesgo pa-
ra leucemia está entre 2 y 5x10 5 y el riesgo total para el pe-
ríodo de vida entre 2.5x6x103 (4)
(10) NCRP. NCRP Reort 39, BetITsda, Naryland, 1971.
(4) W.K. Sinclair, in 6th International Congress IPPA. Radiation-Risk
Protection, 1, p.p. 9, 10, 14.

24. - 23 -
Con objeto de reducir la probabilidad de ocurrencia
de efectos estoc.sticos, las personas candidatos a recibir las
dosis anteriormente mencionadas deberán de seleccionarse entre
aquellas de 45 años de edad en adelanté, generalmente a esta
edad ya no se tiene la intenci6n de procrear, lo que elimina
el riesgo genético, y debido al largo periodo latente que se
presenta para el cáncer radio-inducido, la probabilidad de -
ocurrencia de este efecto durante el resto de la vida, es me-
nor para personas de la edad mencionada que ya rebasaron el 60%
de la esperanza de vida. (promedio).
FIGURA 2 (4)
-Ii
TODOS LOS DErAS CANCERE
z
o
(1)
LEUCEMIA
rij
O lO 20 30 40 50
r
AÑOS DESPIJES DE LA IRRADIACION
FIG. RIESGO NOMINAL DE CANCER DESPUES DE UNA
DOSIS UNICA DE 1 RAD A CUERPO ENTERO, UNIFORME
*
(4) W.K. Sinclair, in 61± International Congress IRPA. Radiation
Risk-protectiOfl, 1, pp. 9, 10, 14.

25. - 24 -
El principio de optimización puede aplicarse aten-
diendo todos aquellos aspectos que permitan llevar al cabo
las acciones encomendadas con la menor dosis que pueda lo-
grarse, para lo cual debe minimizarse la contaminación inter-
na y externa proporcionando el equipo y ropa de protección
1
adecuada, así como dosímetros personales que permitan evaluar
correctamente la dosis recibida. Previamente se debe efectuar
un reconocimiento para determinar los niveles de exposición
con objeto de limitar la permanencia en el área conforme a
la dosis que se haya planeado recibir. Otro aspecto que
contribuye a la optimización de la dosis es la rapidez y se-
• guridad con que se ejecuten, por lo que se requiere estudiar
y analizar previamente los movimientos y actividades a eje-
cutar, por lo que el candidato seleccionado debe, en casos
necesarios, adiestrarse previamente, con objeto de que se fa-
miliarice con el lugar y desarrolle habilidad en el manejo de
equipo y herramientas que vaya a utilizar.
El personal involucrado en estas acciones debe de
ser voluntario, o bien ya dedicado a este tipo de trabajo y
r las dosis de emergencia de 25 rem o m.s pueden recibirse una
sola vez en la vida. Debido al riesgo de daño genético no
debe permitirse participar en acciones de emergencia a las
mujeres con capacidad de procrear. Los hombres participan-
tes deben evitar la procreación en los meses posteriores a
la exposición •(10)
e
1
(10) NCRP. NCRP Rexrt 39. Bethesda, Naryland, 1971.
'u-

26. - 25 -
Durante el intervalo transcurrido del momento en
que ocurre el accidente hasta su detección o inicio de las
acciones correctivas y de protección, los trabajadores y la
población pudieran haber recibido exposiciones accidentales
a la radiación, por lo que durante el manejo del accidente
deben de efectuarse las mediciones necesarias y recabarse
la mayor información posible sobre distanciay tiempo de per-
manencia respecto de la fuente de radiación, así como las con
diciones de la exposición, con objeto de efectuar una estima-
ción r.pida de la probable dosis recibida y posteriormente de
terminarla con mayor precisión, esto permite, en caso necesa-
rio, someter oportunamente a las personas afectadas al trata-
miento o vigilancia médica correspondiente. Si es necesario
puede recurrirse a la reconstrucción del accidente. (11)
NIVELES DE INTERVENCION
En algunos accidentes radiológicos que involucran
fuentes de radiación en las que desde su diseño se han incor-
porado características y sistemas de seguridad, como lo son
los reactores nucleares, es posible prever la manera de que
se producirá la exposición de la población a la radiación, me
diante el análisis de los accidentes que pueden ocurrir.
El raximo accidente en un reactor nuclear, no es una
explosión atómica, como alguna gente mal informada lo cree, es-
to es imposible, fundamentalmente porque el combustible nuclear.
(11) ICRP. ICRP Publication 28, Annals of ICRP, 2, No. 1, 1978.

27. - 26 -
utilizado no tiene el enriquecimiento ni la concentración
suficientes de Uranío-235, para producir una reacción explo-
siva
La consecuencia radiológica del m.ximo accidente de
un reactor nuclear, es la liberación de material radiactivo,
la
suspendido en el aire que forma una "nube" o "pluma", la can-
tidad de material emitido y su rapidez de liberación depende-
rá de la magnitud de la degradación del núcleo del reactor y
de la falla de los sistemas de contención, El riesgo poten-
cial está en la gran cantidad de material radiactivo que se
acumula en el núcleo del reactor durante su operación. La
FI difusión, dirección y velocidad de desplazamiento de la nube
dependerá de las condiciones meteorológicas del momento y de
las características del sitio.
Bajo estas condiciones, es posible establecer de an-
temano las rutas de exposición para la población cercana al
emplazamiento del reactor, por ejemplo, exposición a la nube
radiactiva, al material depositado en el suelo, ingestión de
agua y alimentos contaminados y la inhalación del material.
Conocidas las rutas de exposición se seleccionan las acciones
de protección tales como: refugio, evacuación, administración
de pastillas de KI, control o destrucción de alimentos y cul-
tivos contaminados.
El problema radica ahora en determinar el momento
oportuno en que debe aplicarse la acción de protección para
-
1
G

28. - 27 -
que sea efectiva en evitar o limitar las dosis subsecuentes
a la población, considerando además el riesgo y costo social
que implica la aplicación de la acción correspondiente, de-
biendo ser éstos, menores que los resultantes de la dosis
que recibiría la población por la no aplicación de la acción
de protección. En consecuencia, se debe de determinar el pun
to de equilibrio entre el riesgo y costo social de la aplica-
ción, con el daño debido a la dosis esperada por la no apli-
cación, este análisis permite establecer un nivel de dosis o
de concentración de material radiactivo, debajo del cual no
i. debe de aplicarse la acción correspondiente, a este nivel se
le denornina nivel de intervención.
Para estimar el daño esperado por una dosis dada a
la población deben de utilizarse los factores de riesgo para
efectos estocásticos en combinación con la dosis esperada, pa
ra determinar el número esperado de casos fatales, el proble-
• - ma es como cuantificar una fatalidad, esto depende mucho de
la idiosincrasia y condiciones socio-económicas de cada país,
por ejemplo, en algunos países anglosajones, se considera que
el costo de la protección no debe ir más allá de 100-200 dólares/
rems-hombre, con este valor y considerando que el riesgo para
r efecto fatal es de 1.65x10 4 /rem-hombre, el costo sería 0.6
a 1.2x10 6 dólares, por muerte debida a cáncer radio-inducido
1
o por lesión hereditaria severa• (12)
(12) LINDELL B. Proceedings of the Seventeenth Annual Meeting of the Na-
tional Council on Radiation Protection and Measurenents, 1982.
1
1

29. -28-
En términos generales,se puede utilizar como índi-
ce de daño el valor de la "dosis colectiva", que es el produc-
to de la dosis individual promedio por el número de individuos
de una población y se expresa en rem-hoinbre; bajo las suposi-
ciones de factores de riesgo de la CIPR, se estima que una do-
*
sis colectiva de 6 000 rem-hombre podría causar en promedio un
caso severo de efectos estocsticoS. En base a este criterio,
pudiere considerarse que a mayor densidad de población menor
sería el valor del nivel de intervención y recíprocamente a
menor densidad de población mayor nivel de intervención. Pe-
ro también deben de considerarse otros factores que afectan
la aplicabilidad de las acciones de protección, como son re-
cursos disponibles, vías de comunicación, topografía del lu-
gar, medios de comunicación con la población, tipo de construc-
ción de la casa habitación. Como ejemplo en la Tabla 6, se dan va-
lores de niveles de intervención seleccionados en varios paí-
ses.
En cualquier utilización de una fuente de radiación
en donde la pérdida de control de la fuente pueda descargar al
ambiente cantidades de material radiactivo que impliquen el
riesgo potencial de una dosis significativa a la población,
debe de elaborarse un plan de emergencia que contenga como ob-
jetivos los siguientes: (2)
i. a) Restringir las exposiciones a la población tanto co-
r mo razonablemente pueda lograrse.
b) Recuperar el control de la situación.
(2) IQP. ICRP publication 26. 1nnals of ICRP 1, No. 3, Perganon Press,
N.Y., 1977.

30. ri -
- 29 -
(13)
TABLA No. 6
NIVELES DE INTERVENCION EN REMS PARA EL CASO DE
EMERGENCIAS RADIOLOGICAS EN CENTRALES NUCLEARES
REFUGIO EN CASAS REFUGIO EN SOTANOS EVACUACION
]sis a Dosis a Dosis a Dosis a Dosis a Dosis a
Cpo. total Tiroides Cpo. total Tiroides Cpo. total Tiroides
AUSTRALIA 1 - 3 10 - 30 30 300 100
BRASIL 0.5 1.5 1.25 2.5 5 10
ESTA]JOSUNIDOS 1 5 1-5 5-25 1-5 25
JAPON 1 - 5 10 - 50 5 -10 50 -100 > 10 > 100
ALEMANIA 25 25 -100 > 100
FRANCIA 1 -10 10 -30 > 30
SUIZA 1 -10 10 -30 > 30
FINLANDIA 10 20(n.iños)
HOLANDA 5 (niños)
15 (adultos)
ITALIA 25 25
PEINO UNILO 10 30
(13) J.E.N. "Inquiry on Energency Peference Leveis in NEA Countries", DSN/097/80, Clase I. Junta de
Energía Nuclear. Madrid, 1980.

31. 1
- 30 -
h.
c) Obtener la información necesaria para determinar
las causas y consecuencias del accidente.
Los niveles de intervención deben de estar clara-
mente especificados en el plan de emergencia, así como las
previsiones necesarias para la aplicación oportuna y coordi-
nada de las acciones de protección. Debiendo incluír tambión
a
la instrumentación y procedimientos de medición necesarios pa
L ra determihar los niveles de intervención.
ACCIDENTE EN CIUDAD JUAREZ
Actualmente, en México no podemos hablar de acciden-
tes radiológicoS sin mencionar el peculiar accidente de Ciudad
Juárez, famoso ya en el mundo entero, por la magnitud de la
contaminación provocada y la exposición indebida al público
y a los trabajadores involucrados.
El accidente lo originó una unidad de teleterapia
ilegalmente introducida al país que nunca se utilizó y prácti-
camente se abandonó por casi siete años en una bodega, en don-
de fue desarmada para venderse como chatarra. Durante su trans
porte al lYonkeIt, la fuente radiactiva fue perforada iniciándo-
se así la distribución de 6 000 gránulos de Cobalto-60 con una
actividad total de 450 Ci lo que contaminó a la empresa distri-
buidora de chatarra, dos fundiciones clientes de ésta, además
a del vehículo que se utilizó para su transporte.
IP.

32. - 31 -
Se tuvo conocimiento del accidente el día 19 de
enero de 1984 y el 20 del mismo mes se iniciaron las siguien-
tes acciones:
- Localización y control de las fuentes de irradiación.
- Delimitación y aislamiento de las áreas contaminadas.
- Mediciones con objeto de estimar las dosis accidenta-
les recibidas por los trabajadores y población invo-
lucrada.
r - Sómeter a examen médico a las personas que así lo ame
r - Recolección y almacenamiento del material contaminado
en sitios aislados y vigilados.
- Descontaminación de áreas.
Cuatro semanas después, se había terminado de ejecu-
tar las cuatro primeras acciones anteriores y diez semanas des-
pués se terminó con la fase principal de las dos tiltimas, que-
dando bajo control el accidente. Quedó pendiente el almacena-
miento definitivo de los desechos radiactivos en sitio adecua-
do.
El impacto radiológico estimado en base a las medicio-
nes efectuadas puede resumirse de la siguiente manera:
a) Los trabajadores de las fundiciones involucradas re-
cibieron, en promedio, dosis menores que el límite anual acep-
tado para individuos del público, por lo que no requirieron vi-
gilancia médica.
1
r

33. - 32 -
Los trabajadores del ttyonkeu recibieron, en prome-
dio, dosis mayores de 5 rem, registrndose dos casos
de dosis entre 300 y 600 rem. Afortunadamente, debi-
do a que la dosis fue repartida en 35 exposiciones
durante 45 días, no se presentó ningún síndrome agu-
do de radiación y respecto a efectos no estocsticos
a la fecha únicamente se presentaron siétecasosde
azoospermia y 16 de oligospermia, con la posibilidad
de que gran parte de estos efectos sean recuperables.
Respecto a efectos estocsticos esperados entre la po-
blación y los trabajadores se hizo una estimación de
dosis colectiva muy conservadora entre 4000 y 8000
çem/hombre, utilizando este valor como índice de da-
ño, matemáticamente se espera entre 0.7 y 1.4 de ca-
sos severos estocsticoS.
En resumen, no obstante el alto costo económico del
accidente, el riesgo radiológico a la salud de las personas in-
volucradas es muchísimo rrenor qua con cualquier otro tipo de acci-
dente de los que con frecuencia se presentan en nuestra socie-
dad.
1
a
4.

34. -33-
CONCLUSIONES
El manejo de accidentes requiere la preparación --
anticipada de planes que permitan desarrollar recursos para -
enfrentar eficazmente las diversas situaciones.
a
Los criterios radiológicos aplicables requieren de
la mejor estimación del riesgo radiológico fundamentada en los
conocimientos ms recientes en la materia, pero, a la vez, se
requiere disponer de estadísticas nacionales confiables sobre
los riesgos que implican las actividades normales y hábitos de
nuestra sociedad que nos permitan determinar el intervalo de
a
riesgo aceptable con objeto de optimizar los criterios radio-
lógicos. Estas estadísticas también nos pueden permitir deter
minar el riesgo y costo social que implica aplicar las accio--
nes de protección y de aquí, poder establecer niveles de inter
vención adecuados.
a
Es también necesario que se establezca una coordina
ción adecuada entre los técnicos y científicos que participan
en el manejo de accidentes radiológicos con los expertos en --
comunicación social, con objeto de que los medios de comunica-
ción social informen de la realidad del accidente y se evite -
la desorientación pCablica que puede causar problemas irinecesa-
nos que pueden entorpecer la aplicación oportuna de las accio
nes correctivas y de protección.
Finalmente, es de suma importancia que del manejo -
de este tipo de accidentes se responsabilice a una sola insti-
lb

35. — 34 —
tución, evitando así la dilución de responsabilidades y la dis
persión de esfuerzos, sin que esto sea obstcu10 para que la —
institución responsable cuente con el apoyo coordinado de otras
instituciones.
0
el
1