REPÚBLICA BOLIVARIANA DE VENEZUELA

Transcripción

TAD
REPÚBLICA BOLIVARIANA DE VENEZUELA
UNIVERSIDAD SIMÓN BOLÍVAR
DECANATO DE ESTUDIOS DE POSTGRADO
COORDINACIÓN DE POSTGRADO EN CIENCIAS
DOCTORADO INTERDISCIPLINARIO EN CIENCIAS
PORTADA
MÉTODOS DE PREVENCIÓN EN EL PROCESO DE GAMMAGRAFÍA
INDUSTRIAL: PROPUESTAS DE REDUCCIÓN DE RIESGO
Tesis Doctoral presentada a la Universidad Simón Bolívar, como requisito
parcial para optar al grado académico de Doctor en Ciencias
POR:
M.Sc. Ing. Eloy J. Cárdenas
Realizado con la asesoría tutorial del Prof.:
Dr. Laszlo Sajo-Bohus
Caracas, Junio de 2015
i
DEDICATORIA
A mi Dios, Padre, Hijo y Espíritu Santo, a quien le debo mi vida y logros
alcanzados.
A mi amada Venezuela.
A mi familia: Ileana y Eloy (mis padres), Gaby y Daniel (mis sobrinos), Jeannette,
Elizabeth y Francisco (mis hermanas y cuñado).
Para todos ustedes.
ii
AGRADECIMIENTOS
A la Universidad Simón Bolívar y la Coordinación del Doctorado Interdisciplinario
en Ciencias.
Al Dr. Laszlo Sajo-Bohus: un gran y sabio tutor, mentor y ser humano; mi mayor y
eterno agradecimiento por todo su apoyo.
Al Dr. Josilto Aquino: Também você é um grande mentor e ser humano; eu te
agradeço por todo o apoio, Deus te abençoe, hoje e sempre.
A los expertos en física nuclear, protección y vigilancia radiológica: Miguel Zerpa,
John Hunt, Carlos Redondo, Omar Vásquez, Eduardo Greaves, Haydn Barros y
Carlos Álvarez,.
A Astrid Flórez, por su inmensurable apoyo.
A mis compañeros del Laboratorio de Física Nuclear, en especial María Teresa
Barrera, por su apoyo incondicional.
En general, a cada uno de mis amigos, compañeros de trabajo y conocidos que
de alguna forma y de manera desinteresada
me ayudaron a cumplir con mis
diferentes compromisos a lo largo de este camino de re tos y logros
Dios les bendiga.
iii
MÉTODOS DE PREVENCIÓN EN EL PROCESO DE GAMMAGRAFIA
Por: Eloy José Cárdenas Cárdenas
Carnet: Nº:1288845
Tutor: Laszlo Sajo Bohus
RESUMEN
La gammagrafía industrial posee los mayores índices de accidentes
radiológicos en el mundo. De acuerdo a datos estadísticos de la Organización
Internacional de Energía Atómica (OIEA), el 48% de los accidentes radiológi cos
ocurren en el sector industrial, en particular en el proceso de gammagrafía
industrial con una frecuencia de 3,5 accidentes con fatalidad al año. Entre los
efectos biológicos, se tienen los del tipo estocástico, los cuales no tienen un
umbral de dosis definido y está relacionado con el cáncer y mutaciones genéticas;
y los efectos del tipo determinístico, que se relacionan a dosis lo suficientemente
altas como para ocasionar muerte celular.
El propósito de la presente Tesis de Grado fue desarrollar métodos de
reducción de riesgo en el proceso de gammagrafía industrial, que sean de mayor
efectividad, y factibles desde un punto de vista de costo-beneficio, para la
prevención de posibles afecciones a los TOES y público en general.
Para lograr este propósito se llevo a cabo un diagnóstico del proceso de
gammagrafía industrial, una simulación de Monte Carlo a un accidente radiológico
sucedido en la ciudad de Turmero, el diseño de una propuesta de protocolo de
auditoría técnica, la elaboración de una propuesta de plan de emergencias
radiológicas (basado en los sistemas de gestión para la calidad y sistemas de
gestión en seguridad y salud ocupacional), el diseño de una propuesta para la
trazabilidad de fuentes radiactivas , vía GPS, y el desarrollo de un análisis costobeneficio de los métodos propuestos de reducción de riesgos.
Palabras Clave: Gammagrafía Industrial, protección radiológica, accidente
radiológico.
iv
MÉTODOS DE PREVENCIÓN EN EL PROCESO DE GAMMAGRAFIA
Por: Eloy José Cárdenas Cárdenas
Carnet: Nº:1288845
Tutor: Laszlo Sajo Bohus
ABSTRACT
Industrial radiography has the highest rates of radiological accidents in the world.
According to statistics from the International Atomic Energy Agency (IAEA), 48%
of radiological accidents occur in the industrial sector, particularly in the process of
industrial radiography with a frequency of 3.5 accidents with fatality per year.
Among the biological effects of such accidents, there are stochastic effects, which
do not have a defined threshold dose and is relates to cancer and genetic
mutations, and deterministic effects, which are related to dose enough high to
cause cell death.
The purpose of this dissertation was to develop methods to reduce the risk level in
the process of industrial radiography, which are most effective and feasible from
the point of view of cost-benefit, to prevent any probability of injures to workers
and general public.
To achieve this purpose, an industrial radiography analysis was done; Monte Carlo
simulation, of a radiological accident occurred in Turmero, was developed, a
design of a proposed protocol technical audit was carried out, a radiological
response plan, based on ISO 9000 quality management system and OHSAS
18000 occupational health & safety management system was developed; a
proposal for traceability of radioactive sources, via GPS; finally, a cost-benefit
analysis, of the proposed risk reduction methods was developed.
Key words: Industrial radiography, radiological protection, radiological accident.
v
ÍNDICE DE CONTENIDO
PORTADA...................................................................................................................................... i
DEDICATORIA ............................................................................................................................. ii
AGRADECIMIENTOS.................................................................................................................. iii
RESUMEN ................................................................................................................................... iv
ABSTRACT ................................................................................................................................... v
ÍNDICE DE CONTENIDO ............................................................................................................ vi
ÍNDICE DE TABLAS.................................................................................................................... ix
ÍNDICE DE FIGURAS................................................................................................................... x
INTRODUCCIÓN.......................................................................................................................... 1
CAPÍTULO I: PROYECTO DE INVESTIGACIÓN ....................................................................... 4
1.1. Radiación ............................................................................................................................... 4
1.2. Justificación ........................................................................................................................... 8
1.3. Objetivos .............................................................................................................................. 10
1.3.1.
General ...................................................................................................................... 10
1.3.2.
Específicos.................................................................................................................. 10
1.4. Alcance y limitaciones ......................................................................................................... 10
1.4.1.
Alcance....................................................................................................................... 10
1.4.2.
Limitaciones ............................................................................................................... 11
CAPÍTULO II: MARCO TEÓRICO.............................................................................................. 12
2.1. Gammagrafía industrial ....................................................................................................... 12
2.2. Ventajas ............................................................................................................................... 13
2.3. Principio ............................................................................................................................... 13
2.4. Proceso................................................................................................................................ 18
vi
2.4.1. Equipos y accesorios........................................................................................................ 18
2.4.2. Densidad radiográfica ...................................................................................................... 20
2.5. Dosis y blindaje.................................................................................................................... 24
2.6. Riesgo asociado .................................................................................................................. 26
2.7. Efectos biológicos de la radiación ionizante ....................................................................... 28
2.8. Posibles causas-raíces........................................................................................................ 37
2.9. Cultura preventiva ............................................................................................................... 38
2.10. Protección radiológica ....................................................................................................... 38
2.10.1. Definición ........................................................................................................................ 38
2.10.2. Objetivos de la protección radiológica ........................................................................... 38
2.10.3. Premisas de la protección radiológica ........................................................................... 39
2.11. Límites anuales de dosis ................................................................................................... 39
2.12. Estimación de dosis y distancia ........................................................................................ 39
2.13. Auditorías ........................................................................................................................... 43
2.14. Plan de Emergencias Radiológicas (PER) ....................................................................... 43
2.15. Clasificación, señalización y demarcaje ........................................................................... 44
2.16. Monitoreo ........................................................................................................................... 45
2.17. Dosimetría ......................................................................................................................... 45
2.18. Transporte ......................................................................................................................... 45
2.19. Almacenaje ........................................................................................................................ 47
2.19. Vigilancia radiológica......................................................................................................... 47
2.20. Simulación ......................................................................................................................... 47
2.21. Sistemas de Gestión de la calidad y sistemas de gestión de seguridad y salud
ocupacional ................................................................................................................................. 48
2.22. Análisis Costo - Beneficio.................................................................................................. 50
CAPÍTULO III: MARCO METODOLÓGICO ............................................................................... 51
vii
3.1. Fases de la investigación .................................................................................................... 51
3.2. Diagnóstico de la situación actual ....................................................................................... 52
3.3. Análisis de un accidente radiológico por práctica de gammagrafía industrial, a través
de un método de simulación ...................................................................................................... 52
3.4. Modelo de auditoría al proceso de gammagrafía industrial ............................................... 53
3.5. Desarrollo del plan de emergencias radiológicas ............................................................... 54
3.6. Sistema de Rastreo Móvil de Fuentes Radiactivas (SRF) ................................................. 55
3.7. Análisis costo-beneficio de la aplicación de los métodos de prevención de riesgos
propuestos en el proceso de gammagrafía industrial................................................................ 56
CAPÍTULO IV: RESULTADOS................................................................................................... 58
4.1. Diagnóstico .......................................................................................................................... 58
4.2. Síntesis de la encuesta realizada ....................................................................................... 59
4.3. Análisis de un accidente radiológico por práctica de gammagrafía industrial, a través
de un método de simulación ...................................................................................................... 60
4.3.1. Acciones médicas realizadas ........................................................................................... 63
4.3.2. Resultados de la dosimetría biológica ............................................................................. 65
4.3.3. Simulación del accidente radiológico de Turmero, a través del programa Visual
Monte Carlo ................................................................................................................................ 66
4.4. Modelo de auditoría al proceso de gammagrafía industrial ............................................... 72
4.5. Desarrollo del plan de emergencias radiológicas ............................................................... 79
4.4. Sistema de Rastreo Móvil de Fuentes Radiactivas (SRF) ................................................. 89
4.4. Análisis costo-beneficio de la aplicación de los métodos de prevención de riesgos
propuestos en el proceso de gammagrafía industrial................................................................ 95
CAPÍTULO V: CONCLUSIONES Y RECOMENDACIONES ................................................... 101
5.1. Conclusiones ..................................................................................................................... 101
5.1. Recomendaciones ............................................................................................................. 103
REFERENCIAS BIBLIOGRÁFICAS......................................................................................... 105
ANEXOS ................................................................................................................................... 109
viii
ÍNDICE DE TABLAS
2.1. Radioisótopos empleados en la gammagrafía industrial
14
2.2. Clasificación de radioisótopos de acuerdo a su relativa radiotoxicidad
26
4.1. Resumen general del accidente radiológico de Turmero
60
4.2. Modelo de lista de verificación - Proceso de gammagrafía industrial
73
4.3. Referencias para el PER propuesto
81
4.4. Datos enviados por el SRF vía correo electrónico
94
4.5. Indemnizaciones estimadas para un TOE
98
ix
ÍNDICE DE FIGURAS
1.1. Pierre Curie y Marie Curie; Diario de notas de Marie Curie
5
1.2. Medicina Radithor; Crema dental Doramad; Chicas de Radio
6
1.3. Modelo de causalidad de Bird
9
2.1. Gammagrafía Industrial
13
2.2. Importancia de los 3 tipos principales de interacción de la radiación con la materia.
15
2.3. Efecto fotoeléctrico
16
2.4. Efecto Compton
17
2.5. Producción de pares
17
2.6. Equipos y accesorios usados en la gammagrafía industrial
18
2.7. Esquema de una gammagrafía industrial
20
2.8. Ejemplos de placas gammagráficas
21
2.9. Esquemas típicos para el control de calidad de las soldaduras industriales
23
2.10. Configuración célula, cromosoma, gen de un cromosoma y ADN.
29
2.11. Estructura básica de la doble hélice
30
2.12. Tipos de efectos biológicos de las radiaciones ionizantes
34
2.13. Consecuencias en algunos casos de accidentes graves, en gammagrafía indus trial
36
2.14. Posibles causas raíces de accidentes radiológicos
37
2.15. Verificación del blindaje del contenedor
40
2.16. Tipos de señalización de zonas
44
2.17. Transporte de material radioactivo
46
x
2.18. Modelo de un sistema de gestión de la calidad basado en procesos
48
2.19. Modelo de un sistema de gestión de seguridad y salud ocupacional
49
3.1. El dispositivo de adquisición, transmisión de datos y demás componentes
56
4.1. Grado de satisfacción inicial de TOEs
59
4.2. Resumen gráfico y dramatización del accidente radiológico de Turmero
62
4.3. Evolución clínica de las lesiones post-exposición en manos del trabajador 1
64
4.4. Frecuencia de cromosomas dicéntricos vs céntricos en los trabajadores
65
4.5. Menú principal del programa VMC
67
4.6. Ubicación de la fuente a nivel de manos y configuración de la corrida de la
simulación
68
4.7. Resultados de la corrida de simulación, a través del programa VMC
69
4.8. Posibles efectos estocásticos y determinísticos en el trabajador 1
70
4.9. Resultados de dosis local
71
4.10. Guía de protección radiológica: Gammagrafía Industrial
77
4.11. Escala INES
82
4.12. Flujograma del PER
88
4.13. Sistema de Rastreo Móvil de Fuentes Radiactivas (SRF)
90
4.14. Módulo microcontrolador y módulo Machine-to-Machine
91
4.15. El dispositivo de adquisición y demás componentes
92
4.16. Esquema del sistema de adquisición y transmisión de datos
93
95
4.18. Pasos usuales de protección radiológica en el proceso de gammagrafía industrial.
96
4.19. Costos en pasos de protección radiológica vs. Detrimento de la salud de TOEs y
público en general
97
4.20. Pasos propuestos de protección radiológica en el proceso de gammagrafía
industrial.
99
xi
INTRODUCCIÓN
El objeto es que las actividades de trabajo se realicen en conformidad a
los estándares de calidad y seguridad, nacionales e internacionales. Al aumentar
los niveles de seguridad radiológica, los costos son más altos (debido a la
modificación de los recursos, pero se garantiza la seguridad de los TOES y del
público en general, además de la integridad física de las fuentes radiactivas.
En la actualidad, un gran número de organizaciones que proveen los
servicios de gammagrafías industriales, procuran disminuir costos operacionales,
evidentemente por motivos de rentabilidad. Sin embargo, muchos de los criterios
bajo los cuales se busca disminuir dichos costos son basados, de manera
subjetiva, en la concepción de que todo lo relacionado a protección radiológica
son costos innecesarios, debido a que "no influyen directamente en el proceso".
Estas medidas subjetivas pueden incrementar el nivel de riesgo por
factores humanos, en cuanto a uno o más posibles accidentes radiológicos, con
consecuencias graves, no solamente desde el punto de vista de protección
radiológica, sino también desde el punto de vista económico y ambiental.
Por consiguiente, la práctica de disminuir acciones (pasos) en seguridad
radiológica, esperando beneficios económicos es errónea, de hecho, analizando
la Ley Orgánica de Prevención de Condiciones y Medio Ambiente de Trabajo
(Lopcymat), podemos apreciar que en caso de accidentes, hay una correlación
entre consecuencias del accidente y costos que se deben asumir por los daños
ocasionados, de ahí que las indemnizaciones varíen, desde 10.280 hasta 17.990
Unidades Tributarias (U.T), sin contar el tratamiento médico, que pudiera llegar
hasta 15.000 U.T adicionales por cada uno de los afectados.
1
Indudablemente, los costos operacionales relacionados con el seguimiento
de las normas asociadas, son tales que benefician en muchos aspectos la
compañía que ofrece el referido servicio. Conllevando a realizar gammagrafías
industriales con los adecuados criterios de calidad, seguridad e higiene
ocupacional y protección radiológica, durante su ejecución y en cuanto al
transporte y almacenaje de las fuentes radiactivas.
El contenido de la presente Tesis de Grado se encuentra estructurado de
la siguiente manera:
 CAPÍTULO I: Proyecto de Investigación. Definición, historia, usos y
consecuencias de la radiación; justificación del proyecto; objetivos,
general y específicos del proyecto, respecto a los métodos de reducción
de riesgo en el proceso de gammagrafía industrial, su alcance y
limitantes.
 CAPÍTULO II: Marco
Teórico. Gammagrafía industrial: definición,
ventajas, principio, proceso, equipos, accesorios; densidad radiográfica;
dosis y blindaje; riesgo asociado; efectos biológicos; causas-raíces;
estimación de dosis y distancia; auditorías técnicas; plan de emergencias
radiológicas;
clasificación,
señalización
y
demarcaje;
monitoreo;
dosimetría; transporte; almacenaje; vigilancia radiológica; simulación;
sistemas de gestión para la calidad; sistemas de gestión de seguridad y
salud ocupacional y análisis costo-beneficio.
 CAPÍTULO III: Marco Metodológico. Fases de la investigación, respecto a
un diagnóstico del proceso de gammagrafía industrial; análisis de un
accidente radiológico, a través de un método de simulación; modelo de
auditoría al proceso de gammagrafía industrial; desarrollo del plan de
emergencias radiológicas; sistema de Rastreo Móvil de Fuentes
Radiactivas (SRF) y análisis costo-beneficio de la aplicación de los
métodos de prevención de riesgos propuestos en el proceso de
gammagrafía industrial.
2
 CAPÍTULO IV: Resultados. Comprende el análisis e inferencias respecto
a la información recopilada. Diagnóstico; análisis de un accidente
radiológico por práctica de gammagrafía industrial, a través de un método
de simulación; modelo de auditoría al proceso de gammagrafía industrial;
desarrollo del plan de emergencias radiológicas; sistema de Rastreo
Móvil de Fuentes Radiactivas (SRF) y análisis costo-beneficio de la
aplicación de los métodos de prevención de riesgos propuestos en el
proceso de gammagrafía industrial
 CAPÍTULO V: Conclusiones y Recomendaciones. Aspectos fi nales de la
investigación.
3
CAPÍTULO I: PROYECTO DE INVESTIGACIÓN
1.1. Radiación
En la naturaleza hay ciertos elementos inestables, pudiendo emitir
espontáneamente partículas o radiación, modificando la naturaleza o el estado
de los núcleos de sus átomos. De ahí que la humanidad siempre ha estado
expuesta a radiaciones ionizantes, durante sus 200 mil generaciones, debido a la
presencia de sustancias radiactivas en la tierra y la radiación que llega desde el
espacio exterior en forma de rayos cósmicos (UBA, 2011).
No fue sino hasta fines del siglo XIX (1895) que pudieron ser obtenidas
fuentes artificiales de radiación, con el descubrimiento de los rayos X, por
Wilhelm Röntgen. Posteriormente, los aportes de diversos científicos, e ntre ellos
Henri Becquerel y los esposos Pierre y Marie Curie; que permitieron ampliar las
características fisico-químicas de las sustancias radiactivas (Nobel Prize, 2015).
Cabe destacar que durante los estudios experimientales con sustancias
radiactivas, llevados a cabo por los Curie, éstos llegaron a sufrir quemaduras y
llagas constantemente en la piel, debido a que para esa época eran
desconocidos los efectos dañinos de la radiación ionizante; en particular Madame
Curie acostumbrabra a tener en sus bolsillos tubos de ensayo con microgramos
de radio, entre otros radioisotopos, que tras muchas décadas de exposición a la
radiación, aunque relativamente de bajo nivel, existe la probabilidad de que éste
haya sido el origen de la leucemia que padeció (Adloff et al, 1999).
En la figura 1.1., se reporta una fotografía de los esposos Curie (figura
1.1.a); en la figura 1.1.b se tiene la portada y una reproducción de la bitácora de
4
los Curie, que aún todavía debe ser manipulada con mucha atención por su
contenido de materiales radiaoactivos (Factually, 2014).
Figura 1.1. (a) Pierre Curie y Marie Curie; (b) Diario de notas de Marie Curie.
Hasta los años sesenta hubo numerosos casos de utilización de
sustancias radiactivas (Torio, Uranio, Radio) “que prometían mejorar la salud”. El
Radithor era una mezcla de agua destilada con sales de Radio, que prometía
tener “propiedades curativas”; la crema dental Doramad prometía aumentar el
grado de defensa de los dientes y encías, debido al Torio que contenía ; las
figuras 1.2.a y 1.2.b muestran dichos productos
(Museum of Quakery, 2013;
Oraug, s.f.).
Por otra parte, ha habido registros que relacionan efectos cancerígenos
por radiactividad. Respecto al consumo del Radithor, se tiene el caso de Eben
Byers, el cual fue un empresario que usualmente ingería numerosas botellas de
este producto, debido a que él creía que ayudaba a mejorar su salud, y llegó a
tomar cerca de 1.400. Esto ocasionó que llegase a tener una significativa
acumulación de radio en sus huesos, resultando en la pérdida de su mandíbula,
generando abcesos en el cerebro (purulencia interna) y hoyos en el cráneo. Su
muerte fue atribuida a diversos tipos de cáncer (Harvie, 2005).
5
Adicionalmente, ha habido registros de afecciones por radiactividad en la
ejecución de labores de trabajo, tal es el caso de las llamadas “Radium Girls”
(Chicas de Radio). Éstas mujeres utilizaban pequeñas brochas con radio para
pintar las manecillas de los relojes, y generalmente mojaban con la boca la punta
de la brocha (ver figura 1.2.c). Éste caso fue muy difundido, debido a las
consecuencias que presentaron muchas de ellas, entra las cuales se tienen
anemia, fracturas de huesos y necrosis en mandíbula (Gowin, 2014).
Figura 1.2. (a) Medicina Radithor; (b) Crema dental Doramad; (c) Chicas de
Radio.
Según lo expuesto anteriormente, fue necesario iniciar estudios sobre los
efectos de las dosis producidas por las radiaciones ionizantes en los seres vivos,
principalmente seres
humanos, lo cual permitió originar una disciplina
denominada: protección radiológica (UBA, 2011).
El nacimiento de esta disciplina requirió el desarrollo de normas,
protocolos y procedimientos para proteger a los seres vivos de los efectos
nocivos de las radiaciones ionizantes, evitando posibles accidentes radiológicos,
derivados de la exposición no deseada; por ende, es de suma importancia evitar
exponer a los trabajadores ocupacionalemente expuestos (TOE), y público en
general. Se sugiere solamente utilizar radiaciones ionizantes cuando se justifique
6
adecuadamente o cuando los niveles de dosis se encuentren por debajo de los
límites máximos permisibles (Stabin, 2007).
No obstante, y más allá de los posibles riesgos, es innegable el aporte de
las radiaciones ionizantes en nuestro vivir diario, ratificando así la importancia de
su utilización con la adecuada protección. Entre las áreas que se benefician por
su uso se mencionan: medicina, investigación e industria, entre otros (UBA,
2011).
Se utilizan además técnicas nucleares, por ejemplo, en la medicina para
diagnosticar y tratar enfermedades como el cáncer. En la industria alimenticia las
altas dosis de radiación se utilizan para matar bacterias en los alimentos
(desinfestación) y para extender la vida útil de los productos frescos. En perfilajes
de pozo y gammagrafía i ndustrial; en productos comerciales, tales como
detectores de humo y sistemas de alarma y control; en la investigación se utiliza
en diversos estudios, como trazadores (UBA, 2011).
Los principales accidentes radiológicos suceden durante la ejecución de la
gammagrafía industrial, irradiadores industriales y radioterapia (CSN, 1996).
En el caso específico de la gammagrafía industrial, también conocida
como radiografía industrial, es importante mencionar que ésta es una técnica de
ensayo no destructivo (END) de inspección de soldaduras en tuberías, tanques,
entre otros, cuyo objetivo es estudiar su calidad e integridad física (IAEA, 1999a).
Por sus características, su aplicación se extiende a la construcción y
reparación de estructuras metálicas de gran escala, en las refinerías de petróleo,
especialmente durante las paradas de planta, que son actividades de
mantenimiento mayor preventivo en las diversas instalaciones (Ahonen, 2008).
Esta técnica se caracteriza por tener uno de los mayores niveles de riesgo
ocupacional, debido al manejo de fuentes radiactivas de rayos gamma con
actividad a partir de 20 Ci, uso inapropiado de los equipos y poca supervisión,
por realizarse, comúnmente, en lugares remotos (IAEA, 1999a).
7
En el campo laboral, de acuerdo a estudios de la Organización
Internacional del Trabajo (OIT), los accidentes y enfermedades ocupacionales
imponen, además de las razones humanas, éticas y legales, elevados costos a
las empresas, a los trabajadores y la sociedad en general (OIT, 1981).
Es por ello que a nivel nacional e internacional se han venido
desarrollando una serie de instrumentos técnico-regulatorios, que permitan
establecer y garantizar acciones en protección radiológica, en cada uno de los
procesos y organizaciones laborales que pudiesen afectar la condición bio-psicosocial de los trabajadores y trabajadoras.
1.2. Justificación
Un accidente es un evento con posibilidad de lesión; en el caso de los
radiológicos, y como ya fue mencionado, relacionados a la utilización de
irradiadores industriales (reactores nucleares) y práctica de radioterapia, en
centros médicos; con la industria petrolera principalmente, la salud y las fuentes
huérfanas en menor grado (IAEA, 1993).
De acuerdo a datos estadísticos de la Organización Internacional de
Energía Atómica (OIEA), el 48% de los accidentes radiológicos ocurren en el
sector industrial, en particular durante el proceso de gammagrafía industrial con
200 accidentes fatales (entre 1994 y el 2000), con una frecuencia de 3,5
accidentes con fatalidad al año (IAEA, 1999a).
No obstante, es de esperarse que el número de accidentes sea mayor por
no reportarse todos; por lo tanto, hay una gran incertidumbre en los datos a nivel
nacional. Para estimar el número de accidentes ocurridos, en el caso específico
de la gammagrafía industrial, con menor incertidumbre se emplea el modelo de
causalidad de Bird (ver Figura 1.3).
8
Figura 1.3. Modelo de causalidad de Bird.
El modelo de Bird tiene la particularidad de estimar la frecuencia de
accidentes específicos, desde un mayor a menor impacto, aún cuando no se
diponga de datos restropectivos (ASSE, 2015).
Aplicando las proporciones del modelo de Bird, se puede inferir que para
el caso de 3,5 accidentes con fatalidad, existen en realidad 35 accidentes sin
fatalidad, 1.050 accidentes leves al año y 2 .100 incidentes al año.
En el caso de Venezuela, puede inferirse que si en la última década hubo
2 accidentes sin fatalidad, a causa de la gammagrafía industrial, la tendencia es
que haya habido 6 accidentes leves y 120 incidentes.
En base a lo expuesto, se justifica la presente investigación para proponer
mejoras en el proceso de gammagrafía industrial, y por ende, garantizar
ambientes de trabajo con un mayor nivel de seguridad, en materia de protección
radiológica.
9
1.3. Objetivos
1.3.1. General
Desarrollar métodos de reducción de riesgo en el proceso de
gammagrafía industrial, que sean de mayor efectividad, y sean factibles desde
un punto de vista de costo-beneficio, para la prevención de posibles afecciones
a los TOEs y público en general.
1.3.2. Específicos
 Desarrollar un diagnóstico del proceso de gammagrafía industrial
 Simular un accidente, en base a un caso real, para evidenciar su utilidad
en los estudios de eventos y contribuir a una mayor cultura preventiva
 Desarrollar una propuesta de protocolo de auditoría técnica
 Elaborar una propuesta de plan de emergencias radiológicas
 Desarrollar una propuesta para la trazabilidad de fuentes radiactivas
 Realizar un estudio costo-beneficio de los métodos propuestos de
reducción de riesgos
1.4. Alcance y limitaciones
1.4.1. Alcance
El presente trabajo se extiende a los sectores productivos donde se aplica
el proceso de gammagrafía industrial, como lo son la construcción y reparación de
estructuras metálicas de gran escala, en especial el análisis de la integridad física
de las soldaduras en las refinerías de petróleo.
10
1.4.2. Limitaciones
El estudio fue basado en información retrospectiva, pruebas de campo y
entrevistas a expertos en materia de gammagrafía industrial y protección
radiológica, con el objeto de recolectar la información de manera sistemática y
para desarrollar los métodos propuestos de reducción de riesgos ocupacionales.
11
CAPÍTULO II: MARCO TEÓRICO
2.1. Gammagrafía industrial
Un defecto de la soldadura entre dos secciones de una tubería o alguna
otra falla en un componente fundido o de metal, podría tener consecuencias
catastróficas al iniciarse la utilización de esa tubería u objeto (Fujifilm, s.f.).
La gammagrafía industrial, también denominada industrial, es una técnica
de ensayo no destructivo, destinada al control de calidad de soldaduras, en
tuberías, tanques y estructuras metálicas, que en general es muy utilizada en las
industrias petrolera, siderúrgica, naval, nuclear, entre otras (Ermacora, s.f.).
En la Figura 2.1.a. se puede observar una actividad rutinaria de
gammagrafía industrial, donde se encuentra un trabajador colocando la película
en la estructura a ser ensayada, y los equipos, accesorios, medio de transporte y
demás recursos utilizados; en la 2.1.b., se puede ver un grupo de trabajadores
monitoreando los niveles de radiación en el área con un contador de radiación
Geiger-Müller, con el objeto de verificar que los niveles de radiación se
encuentran por debajo de los máximos permisibles de dosis.
12
Figura 2.1. Gammagrafía Industrial: (a) Disposición de fuente en el objeto de
ensayo; (b) Lectura en el contador Geiger-Müller y manejo del telemando.
2.2. Ventajas
Entre sus ventajas se tienen (CSN, 1996):
 Es un método relativamente económico.
 Puede ser usado en muchos materiales.
 Alto poder de penetración.
 Provee una imagen interna del material.
 Descubre errores de fabricación.
 Identifica discontinuidades estructurales.
 No es afectado por recubrimientos.
 El equipo es ligero y de fácil colocación, incluso en localidades de
difícil acceso.
2.3. Principio
El principio de la gammagrafía industrial, se basa en la utilización de una
fuente que irradia a un determinado objeto de ensayo (tubería, placa, etc.), y en
una película fotográfica sobrepuesta se forma
una imagen del objeto,
evidenciando posibles defectos que posea (CSN, 1996).
13
La radiación debe tener suficiente energía para penetrar directamente a
través del objeto, pero con una atenuación suficientemente reducida al pasar por
alguna posible fisura presente en dicho objeto (Fujifilm, s.f).
El aumento de la transmisión a través de la fisura debe producir una
imagen más oscura en la película revelada. La actividad de la fuente determina la
cantidad de radiación disponible. Demasiada actividad pone un velo a la
fotografía, oscureciéndola en toda su extensión y reduciendo la probabilidad de
descubrir la fisura (Ortiz, s.f).
El radioisótopo, o radionucleido, generalmente usado en la gammagrafía
industrial es el Iridio-192, sin embargo pueden ser utilizados otros, tal y como
puede observarse en la tabla 2.1, de acuerdo a diversas variables (IAEA, 1999a).
Tabla 2.1. Radioisótopos empleados en la gammagrafía industrial.
Radioisótopo
Símbolo
Número
Másico (A)
Energías Gamma
(MeV)
Espesor óptimo
del acero (mm)
Cesio
Cs
137
Altas (0,662)
50 - 150
Cobalto
Co
60
Altas (1,17 y 1,33)
50 - 100
Iridio
Ir
192
Medias (0,2 - 1,4)
10 - 70
Iterbio
Yb
169
Bajas (0,008 - 0,31)
2,5 - 1,5
Tulio
Tm
170
Bajas 0,08
2,5 - 12,5
En este caso, puede apreciarse que, dependiendo del espesor (en mm),
existe una amplia variedad de radioisótopos a usar, cuyos fotones pueden ser de
baja energía gamma, por ejemplo, el caso del Tulio-170 (0,08 MeV, para un
espesor 2,5-12,5 mm); de nivel medio de energía gamma, en el caso del Iridio192 (entre 0,2 y 1,4 MeV, para un espesor 10-70 mm); hasta alto nivel, respecto
al Cobalto-60 (entre 1,17 y 1,33 MeV, para un espesor 50-150 mm).
La transferencia lineal de energía o LET (Linear Energy Transfer) es una
medida que indica la cantidad de energía "depositada" por la radiación en el
14
medio continuo que es atravesado por ella. Técnicamente se expresa como la
energía transferida por unidad de longitud (Stabin, 2007).
El valor de la LET depende tanto del tipo de radiación como de las
características del medio material traspasado por ella.
Además, existen 3 mecanismos principales de absorción de los rayos γ
por la materia (Attix, 2004):
 Absorción o efecto fotoeléctrico
 Dispersión Compton
 Producción de pares
En cada uno de ellos predomina un determinado rango de energía de la
radiación incidente (ver la figura 2.2); de ahí la importancia de estos mecanismos
en función de la energía de los rayos gamma y del número atómico Z del
absorbente.
Figura 2.2. Importancia de los 3 tipos principales de interacción de la radiación
con la materia.
15
Se puede apreciar que en el efecto fotoeléctrico la transferencia de
energía de los fotones gamma es inferior a 0,5 MeV (millones de electronvoltios);
en el caso del efecto Compton, su rango de energía se encuentra entre 100 keV a
10 MeV, aproximadamente; la producción de pares empieza a dominar a partir de
10 MeV (UBA, 2011).
El efecto Fotoeléctrico (ver la figura 2.3), consiste en la transferencia de
energía de un fotón gamma incidente a un electrón atómico y éste es expulsado
del átomo (UNIA, 2015).
Figura 2.3. Efecto fotoeléctrico.
Este efecto es importante en la absorción de radiación γ de baja energía
por materiales pesados.
El efecto Compton consiste en una colisión (inelástica) entre un fotón
incidente y un electrón libre. El fotón original, pierde parte de su energía
dependiendo del ángulo de dispersión, quedando el fotón dispersado con una
energía menor (Attix, 2004). La energía que pierde pasa al electrón en forma de
energía cinética y es expulsado (ver la figura 2.4).
16
Figura 2.4. Efecto Compton.
La frecuencia o la longitud de onda de la radiación dispersada dependen
únicamente del ángulo de dispersión (UBA, 2011).
La producción de pares ocurre cuando hay un fotón gamma ingresa en el
campo eléctrico intenso cercano al núcleo de un átomo; convirtiéndose en un
electrón y en un positrón (Attix, 2004). La energía de rayos gamma del fotón debe
ser igual al menos a la masa en reposo de un electrón y un positrón (1,022 MeV)
para que la interacción sea posible (ver la figura 2.5).
Figura 2.5. Producción de pares.
17
Luego de la producción de pares, el positrón se aniquilará con un electrón,
emitiendo dos rayos gamma de 0,511 MeV, en dirección opuesta por
conservación de momento lineal. La mayor probabilidad de ocurrencia tiene lugar
con una energía de rayos gamma superior a 10 MeV, y en un material con un alto
número atómico Z (UBA, 2011, UNIA, 2015).
En el caso de las gammagrafías industriales; como los rayos
empleados comúnmente son del tipo gamma, son de bajo LET, su energía será
depositada lentamente, y antes de perderla toda, será capaz de atravesar un
gran espesor de material. Esto explica el por qué se debe usar protección de
plomo u otro metal pesado, de gran espesor, para la protección contra los rayos
gamma (Foldiak, 1972).
2.4. Proceso
2.4.1. Equipos y accesorios
El equipo contenedor y demás accesorios, pueden observarse en la figura
2.6:
Figura 2.6. Equipos y accesorios usados en la gammagrafía industrial.
18
La fuente para el contenedor de proyección va acoplada en el extremo de
un cable flexible llamado cable porta fuente. El extremo no activo de dicho cable
sobresale del contenedor, y se halla sujeto por un anillo fijador que lo mantiene
en el centro del blindaje. El tubo en "S" que atraviesa el blindaje, no permite a la
radiación un camino recto hacia el exterior. Un tapón de tránsito cierra el orificio
de salida y minimiza el efecto de que pueda dañarse el tubo en S (ISO, 2004a).
Los componentes auxiliares del contenedor comprenden el telemando, el
cable de control (manguera unida al telemando), llave de bloqueo, tubo guía y el
colimador (para filtrar y direccionar los ra yos gamma hacia el objeto de estudio).
Para utilizar el contenedor, la ventana se coloca cerca del objeto, el
telemando y manguera se conectan al cable portafuente, al igual que el tubo
guía que se conecta al otro extremo del contenedor. Para afianzar la manguera
del cable en el contenedor se requiere rotar el anillo fijador que libera el cable
portafuente (CSN, 1996).
Al hacer girar la manivela, ésta arrastra el cable, haciendo que el
portafuente se asome del contenedor y se desplace a lo largo del tubo guía
hasta que la fuente alcance la ventana. El tubo guía y el colimador deben
sujetarse firmemente con una cinta o mantenerse con un soporte estable para
evitar cualquier movimiento, mientras la fuente entre en la ventana. Es cuando
se hace girar la manivela en sentido inverso y la fuente se retrae (CSN, 1996).
Entre las especificaciones técnicas generales de un equipo de gammagrafía, se
tienen (Sentinel 2015):
 Materiales del contenedor de la fuente: Uranio empobrecido (actividad=
2,7-5,4 mCi) dentro de un blindaje tubular y accesorios de acero
inoxidable, Tubo "S" de titanio, aluminio, latón, tungsteno y poliuretano
 Tubo-Guía: 30-40 cm de largo, 19-21 cm de ancho y 22-24 cm de alto
 Peso del equipo, incluyendo los accesorios ensamblados: entre 15-25 kg
 Capacidad máxima de contención de actividad, según radioisótopo: 192Ir=
150 Ci, 60Co= 65 mCi, 137Cs= 380 mCi, 75Se= 150 Ci, 169Yb= 20 Ci
19
 Identificación: debe estar correctamente identificado mediante dos o más
placas metálicas que indiquen la marca, modelo y número de serie,
radionucleido contenido la actividad, fecha de calibración, nombre del
fabricante, modelo y número de serie de la fuente, símbolo normalizado
de radiación y la palabra “RADIACTIVO”.
2.4.2. Densidad radiográfica
Las diferencias de atenuación producen diferencias en la ionización del
material de la película radiográfica (bromuro de plata) y esto provoca que al ser
revelada la película (placa), ésta muestre cambios de densidad radiográfica
(Fujifilm, s.f), en diversas tonalidades claroscuras (ver figura 2.7).
Figura 2.7. Esquema de una gammagrafía industrial: la intensidad absorbida por
la película (placa), genera una impresión claroscura.
Se puede observar una fuente gamma (p.e: Iridio-192) emite fotones a un
objeto (tubería), el cual pudiera tener fisuras (defectos); una vez los fotones pasan
las mismas, se produce una imagen en una película (placa); esta, puede tener
diversos tonos claros u oscuros, de acuerdo a la energía depositada por los
20
fotones en el objeto. La fuente emite radiación gamma en todas las direcciones
(4π) e incide sobre el objeto con un ángulo sólido dΩ (Fujifilm, s.f).
De acuerdo a la referida figura, las zonas a y h, son las más oscuras; las
zonas b y g son gris muy oscuro; la zonas c es gris; la zona d y f son gris claro,
por ser la zona de mayor espesor; y finalmente la zona e es gris oscuro, debido a
que los fotones atravesaron poco espesor, al estar ubicado ahí el defecto (fisura)
como tal (ISO, 2004b).
Ejemplos de diversas placas tomadas en campo, en la figura 2.8, muestran
posibles escenarios en las soldaduras realizadas a unos gasoductos, tales como:
(2.8.a) soldadura aceptable; (2.8.b) soldadura con porosidad agrupada, indicadora
de posibles poros de gas atrapado, debido a una soldadura incorrecta o
materiales
defectuosos;
(2.8.c)
desalineación,
debido
a
un
inadecuado
acoplamiento de las piezas a soldar (Ortiz, s.f.).
Figura 2.8. Ejemplos de placas gammagráficas: (a) aceptable; (b) porosidad
agrupada, (c) desalineación.
21
En perspectiva, si se observa una área oscura en la p laca (alta densidad
radiográfica), puede deberse a un menor espesor o a la presencia de un material
de menor densidad como escoria en una soldadura o una cavidad por gas
atrapado en una pieza de fundición; en las áreas más claras (de menor
densidad), puede deberse a secciones de mayor espesor o un material de mayor
densidad, como una inclusión de tungsteno en una soldadura de arco eléctrico
con electrodo de tungsteno y gas de protección (GE, 2007).
Considerando la curva característica de la película industrial (placa), la
densidad radiográfica de la película debe incrementarse exponencialmente, de
manera logarítmica en un rango 0-3.5, dependiendo de la velocidad de impresión
y el gradiente de la película, tal y como puede apreciarse en la ecuación 2.1 (Lee
et al, 2004):

D  f ( E Bd  2 ) 2,303 e
s 0
 0,434 x
(Ec. 2.1)
En la misma, D= densidad radiográfica [adimensional]; fs =velocidad de
impresión ó sensibilidad de la película a los rayos gamma [adimensional],
E0=Exposición, la cual es la radiactividad [Ci] multiplicada por el tiempo, B= Factor
Buildup [adimensional], d= distancia de la fuente a la placa [cm], δ=Gradiente
logarítmico de la película ó contraste de la densidad [adimensional], μ= coeficiente
lineal de absorción, x= espesor del material de ensayo [cm].
Como resultado, la densidad del perfil de un objeto, en una radiografía
industrial, debe ser calculada considerando las especificaciones técnicas del
fabricante (fs, E0 y δ), factor Buildup (debido a la radiación dispersada), y también
la distancia de la fuente a la película, coeficiente lineal de absorción y espesor
del material de ensayo (Fujifilm, s.f).
El Buildup se refiere a un factor de corrección, para multiplicar con el valor
obtenido al usar el coeficiente de atenuación, permitiendo obtener un valor
mucho más cercano a la vida real, involucrando una mayor densidad radiográfica
y, por ende, una mejor película (Singh et al, 2013).
22
Para hacer énfasis sobre cuáles factores influyen en la calidad de la
película, estos se relacionan con la energía de absorción; el no considerar las
variables contenidas en la referida ecuación, en los cálculos previos al proceso
de gammagrafía industrial, como son el código de la tubería a estudiar y los
factores Compton y Buildup, que dependen del número atómico (Z) del elemento
(GE, 2007).
Es de suma importancia, tomar en cuenta la ubicación de la fuente para la
toma de placas, como se muestra en la figuras 2.9 (Fujifilm, s.f).
Figura 2.9. (a) Esquemas típicos para el control de calidad de las soldaduras
industriales. Desarrollo cotidiano; (b) Diagrama de un dispositivo radiográfico.
Se puede observar que dependiendo de la ubicación, los fotones emitidos
por la fuente tendrán que penetrar más o menos espesor del material a ensayar.
La figura muestra una inadecuada posición de la fuente en las 2.9.a y
2.9.c, mientras que las 2.9.b y 2.9.d están colocadas de manera adecuada. Esto
23
puede conllevar incluso a realizar varias tomas de placas (en los casos donde no
fueron bien ubicadas las fuentes), incidiendo en un mayor riesgo a los TOEs,
debido a la repetición innecesaria de la actividad, ya que si estuviesen bien
capacitados sabrían como ubicar la fuente de manera adecuada.
En caso de descuido en la radiografía industrial, por parte del operador,
por ejemplo, permanecer cerca del equipo u objeto, la intensidad transmitida será
absorbida por el cuerpo humano. Éste es el primer factor que induce a un mayor
nivel de riesgo, debido al desconocimiento, en algunos casos, del espesor del
material a analizar, incidiendo en que un TOE sea posiblemente irradiado al
fungir como blindaje (UBA, 2011).
2.5. Dosis y blindaje
La variable Dosis (D) es igual al producto de la Dosis Inicial (D 0) por la
atenuación al atravesar el blindaje (Chabot, s.f), es decir, su coeficiente de
atenuación másica µ por su espesor T , de acuerdo a la energía del fotón y la
densidad del material, en un ángulo sólido, tal y como se aprecia en la ecuación
2.2 (Dörschel et al, 1996).
D  D0e T
(Ec. 2.2)
En la cual: D= Dosis absorbida [Gy]; D 0= Dosis inicial [Gy]; μ=coeficiente
absorción másica [m-1]; T=espesor del blindaje [m].
Por otra parte, si se toma en cuenta que la atenuación es de naturaleza
exponencial, corresponde a una tasa de dosis de fotón primario blindado y, por
consiguiente se considera el factor Buildup B (Chabot, s.f), que es la fracción de
fluencia de fotones para atravesar un blindaje (ver ecuaciones 2.3, 2.4, 2.5 y 2.6).
 
kSE en e  T
D
  

T
4r 2
(Ec. 2.3)
24
En la cual: ΔD=Diferencial de dosis [Gy]; ΔT=Diferencial de tiempo [Hr]; k=
Constante a tasa de dosis [adimensional]; S= Tasa de emisión [fotones/s]; E=
Energía del fotón [MeV]; μen= Coeficiente másico de atenuación [m-1], ρ= densidad
material (kg.m-3); r= Distancia fuente - punto de dosis (m)

kSE en
 
D
4r 2




(Ec. 2.4)

En la cual: D  Tasa de dosis (Gy.h-1).
Considerando el efecto Compton como principal proceso de absorción, la
Ec. 2.6 asume la forma de la Ec. 2.7:
 
kSE en  Be  T

  
D
4r 2
(Ec. 2.5)
En la cual: B= Factor Buildup (adimensional)
La expresión de Taylor para el factor Buildup, se basa en una suma de
constantes del coeficiente del blindaje y el espesor. En caso de no conocer el B,
por lo cual se hace una aproximación de suma de elementos, obtenemos la
expresión final (Chabot, s.f):

kSE en

 
D

[ A1e (11 ) T  (1  A1 )e (1 2 ) T ]

4r 2
(Ec. 2.6)
En la cual: A1, α1, α2 = Constantes energía-blindaje [adimensionales].
25
2.6. Riesgo asociado
Debido al gran número de radioisótopos empleados en diversas
aplicaciones, es necesario presentar sus niveles de clasificación según su
radiotoxicidad (IAEA, 1999a), los cuales son reportados en la Tabla 2.2.
Tabla 2.2. Clasificación de radioisótopos de acuerdo a su relativa radiotoxicidad
por unidad de actividad.
Clase I
Clase II
Clase III
Clase IV
Muy altamente tóxico
Altamente
tóxico
Moderadamente tóxico
Ligeramente
tóxico
Sr-90 + Y-90
Ca-45
Na-22*
Ga-72*
I-132*
H-3
Pb-120* + Bi-210 (Ra D + E)
Fe-59*
Na-24*
As-74*
Cs-137 mas
Ba-137*
Be-7*
Po-210
Sr-89
P-32
As-76*
La-140*
C-14
At-211
Y-91
S-35
Br-82*
Pr-143
F-18
Ru-106 mas Rh106*
Cl-36
Rb-86*
Pm-147
Cr-51*
Ac-227
I-131*
K-42*
Ho-166*
Ge-71
U-233
Ba-140*
Sc-46*
Zr-95* mas
Nb-95*
Nb-95*
Lu-177*
Tl-201*
Pu-239
La-140
Sc-47
Mo-99*
Ta-182*
Am-241
Ce-144 mas Pr144*
Sc-48
Tc-98
W-181*
Cm-242
Sm-151
V-48*
Rh-105*
Re-183*
Eu-154*
Mn-52*
Ir-190*
Tm-170*
Mn-54*
Pd-103 mas
Rh-103
Ag-105*
Th-234* mas Pa234*
Uranio natural*
Mn-56*
Ag-111
Pt-191
Fe-55
Pt-193*
Co-58*
Cd-109 mas
Ag-109*
Sn-113*
Au-196*
Co-60*
Te-127*
Au-198*
Ni-59
Te-129*
Au-199*
Ra-226 + 55 porcentaje de
productos hijos*
Ir-192*
Cu-64*
Tl-200
Zn-65*
Tl-202
Tl-204
Pb-203*
* Emisores Gamma
26
Los radioisótopos considerados de muy alta toxicidad están categorizados
bajo la Clase I (por ejemplo, Americio-241); le siguen los Clase II, altamente
tóxicos (Uranio natural); Clase III, moderadamente tóxicos (Iridio-192, Cobalto60); y los ligeramente tóxicos, Clase IV (germanio-71).
Co y
192
Ir se
encuentran en la clasificación III moderadamente tóxico, y en el caso del
169
Yb y
Para efectos de la investigación, los radioisótopos
137
Cs,
60
170
Tm, su energía gamma es lo suficientemente baja para considerarse por
debajo de la clasificación más baja (IV, ligeramente tóxico).
Una vez definidos los factores que intervienen en el proceso de
gammagrafía industrial, es importante indicar los factores que han originado o
pueden originar accidentes radiológicos. En primer lugar, se tienen los factores
humanos (60%), en segundo lugar la carencia en la gestión (cultura preventiva,
controles) con 25%, los medios (fallas técnicas) con 10% y otro como robos o
pérdidas con el restante 5% (Ródenas, s.f.).
Los componentes accionados mecánica y automáticamente son los más
vulnerables y pueden ser decisivos si su fallo tiene probabilidad de dejar la fuente
fuera del blindaje. La experiencia del técnico radiólogo y los manuales técnicos
para los operadores proporcionados con el equipo, deben permitir el
descubrimiento de los posibles fallos de funcionamiento y la elección de sus
remedios (CSN, 1996).
Así, para poder comparar el riesgo de accidentes en las actividades
industriales, es importante destacar que riesgo es relacionado a la probabilidad
de sufrir una lesión, pudiendo estar presente en cualquier actividad cotidiana: al
caminar o viajar en avión, entre otros (IAEA, 2000a).
Si la probabilidad de lesión ocurre en 1 persona por cada millón, es
definida como microriesgo; si estimamos, por ejemplo, una dosis mayor a 1 mSv
representa 50 microriesgos (μ-riesgos) y por consiguiente al aumentar, también
el riesgo aumenta. La dosis por irradiación natural es en promedio de 2,4
mSv/año= 120 μ-riesgos, equivalentes al riesgo asociado a fumar 10 paquetes de
27
cigarrillos, manejar más de 3.000 km o tomar vino diariamente por 1 año (Marx,
1991).
Se ha establecido por organismos como la ICRP (Comisión Internacional
en Protección Radiológica, USA) y la NRPB (Junta Nacional de Protección
Radiológica, Inglaterra), que la relación entre dosis y el riesgo asociado de
experimentar un daño a la salud humana, debido a que 1 μ -riesgo= 20 μSv, es
decir que una población de 1 millón de personas que están expuestas a
irradiación con una dosis de 20 μSv, uno de ellos puede desarrollar cáncer,
debido a la radiación absorbida (Ahmed y Daw, s.f).
Otro ejemplo de microriesgo, se relaciona con la exposición a Radón-222,
originándose en la cadena del Uranio y llega a nosotros desde el suelo, pudiendo
estar expuestos entre 0,4 y 2,4 mSv al año, con niveles de riesgo de entre 2,5 y
140 μ-riesgos (Marx, 1991), lo cual indica que siempre estamos expuestos,
aunque con muy baja probabilidad de afección fatal.
En el caso de los riesgos asociados a las actividades de la gammagrafía
industrial, se indica la probabilidad de accidentes con fatalidad; para ello se
asume el valor correspondiente a TOE de 4x10 -2 por Sv, que multiplicado por la
dosis efectiva promedio de 21 mSv/año, obtenemos un coeficiente de riesgo de
0,001 por año, es decir 1 evento por cada 1.000 gammagrafías, por lo cual este
valor se ubica en el rango de accidentes con fatalidad al año en el sector
industrial, de entre 0,2x10 -4 y 5,1x10-4 (Ahmed y Daw, s.f; Marx, 1991).
2.7. Efectos biológicos de la radiación ionizante
Las radiaciones ionizantes producen ionización de los átomos que
componen las moléculas de las estructuras biológicas (de naturaleza totalmente
aleatoria) y por ende pueden alterar las mismas en su estructura físico-química y
función biológica (UBA, 2011).
28
En la figura 2.10 podemos observar las estructuras celulares y moleculares
que representan el blanco de las radiaciones ionizantes.
Figura 2.10. Configuración célula, cromosoma, gen de un cromosoma y ADN.
Las células (figura 2.10.a), son las unidades más pequeñas de entre los
elementos que conforman a los seres vivos y es capaz de realizar por sí misma
funciones tales como nutrición y reproducción, por lo que se constituye en un
organismo completo. Está compuesta por una membrana, citoplasma y un núcleo
(Dowd y Tilson, 1999).
En el centro de dicho núcleo se encuentran unas estructuras llamadas
cromosomas (figura 2.10.b), que están constituidas por 2 cromátidas (cada una de
partes idénticas), el centrómero (punto donde las dos cromátidas se tocan) y sus
brazos en sus extremos (Dowd y Tilson, 1999).
Dentro de los cromosomas se encuentran los genes, los cuales son las
unidades básicas de información hereditaria (figura 2.10.c).
Los genes, a su vez, están constituidos por moléculas de ácido
desoxirribonucleico, o ADN (figura 2.10.d), la cual transmite, de generación en
generación, toda la información necesaria para el desarrollo de todas las
funciones biológicas de un organismo (Dowd y Tilson, 1999; UBA, 2011).
29
Físicamente la molécula de ADN es una doble cadena enrollada sobre sí
misma con diversos niveles de plegamiento (ver figura 2.11.a); la figura 2.11.b
muestra la composición química de dicha estructura, la cual posee los elementos
Carbono (C) y Nitrógeno en sus bases (el C también se encuentra en la cadena
ester-fosfato), fósforo y oxígeno (Dowd y Tilson, 1999; UBA, 2011).
Figura 2.11. (a) Estructura básica de la doble hélice; (b) Estructura molecular de la
doble hélice.
Desde el punto de vista químico, el ADN es un polímero de nucleótidos, es
decir, un polinucleótido. Un polímero es un compuesto formado por muchas
unidades simples conectadas entre sí, como si fuera un largo tren formado por
vagones (UBA, 2011).
En el ADN, cada vagón es un nucleótido, y cada nucleótido, a su vez, está
formado por un azúcar (la desoxirribosa), una base nitrogenada (que puede ser
adenina→A, timina→T, citosina→C o guanina→G) y un grupo fosfato que actúa
como enganche de cada vagón con el siguiente. Lo que distingue a un vagón
(nucleótido) de otro es, entonces, la base nitrogenada, y por ello la sec uencia del
ADN se especifica nombrando sólo la secuencia de sus bases (UBA, 2011).
30
La disposición secuencial de estas cuatro bases a lo largo de la cadena (el
ordenamiento de los cuatro tipos de vagones a lo largo de todo el tren) es la que
codifica la información genética: por ejemplo, una secuencia de ADN puede ser
ATGCTAGATCGC... En los organismos vivos, el ADN se presenta como una
doble cadena de nucleótidos, en la que las dos hebras están unidas entre sí por
unas conexiones denominadas puentes de hidrógeno (UBA, 2011).
Todas las moléculas y macromoléculas que constituyen la materia viva son
susceptibles de ser ionizadas y sufrir algún tipo de efecto biológico. Una molécula
de gran relevancia, por su abundancia en la composición de los seres vivos es el
agua y entre las macromoléculas, el ácido desoxirribonucleico (ADN), por su
carácter de portador de la información codificada (un triplete de nucleótidos por
cada aminoácido de la proteína codificada) para comandar las funciones de
mantenimiento vital y reproducción celular (Dowd y Tilson, 1999).
En el caso de la gammagrafía industrial, el foco de los efectos biológicos se
centra en la capacidad de los rayos gamma de ionizar directamente el ADN (UBA,
2011).
La acción de la radiación sobre la célula se puede clasificar en directa o
indirecta, según el lugar en el que produzcan esas interacciones (UBA, 2011).
La acción directa ocurre cuando una radiación ionizante interacciona y es
absorbida por una macromolécula biológica, como por ejemplo las proteínas
estructurales y enzimáticas, el ARN, e incluso el ADN, lo cual se traduce en
cambios de su estructura o de su función (UBA, 2011).
En la acción indirecta es fundamentalmente el agua dando lugar a la
formación de iones y de radicales libres. Las consecuencias de la actuación de
estos productos en la célula son muchas y variadas, así por ejemplo la unión de
dos radicales libres OH_ + OH_ origina H2O2 (peróxido de hidrógeno), agente
tóxico para la célula (UBA, 2011).
31
Ahora bien, la acción directa produce daños por la ionización de una
molécula biológica y la acción indirecta produce daños a través de reacciones
químicas iniciadas por la ionización del agua (Dowd y Tilson, 1999).
La transferencia de energía a una molécula de ADN, causa cambios
químicos que pudiera resultar en cambios a la información genética de la célula
(Dowd y Tilson, 1999).
Dichas células, no obstante, poseen una capacidad de reparación, pero
existe la posibilidad que se reparen de manera defectuosa, como en el caso de la
generación de cromosomas dicéntricos (cromosoma con 2 centrómeros y que
surge de la rotura de dos cromosomas y posterior fusión de los fragmentos que
tenían el centrómero), pudiendo afectar negativamente su capacidad funcional o
conllevar a una degeneración maligna, es decir, inducción al cáncer (UBA, 2011).
Generalmente, la presencia de cromosomas dicéntricos se debe a una
exposición (dosis absorbida) de radiación ionizante; esa es la razón por la cual
en casos de posibles irradiaciones en TOEs o público en general, se realiza ,
desde el punto de vista médico, exámenes a las células de la persona afectada,
con el objeto de identificar si hay cromosomas dicéntricos (Dowd y Tilson, 1999).
Asimismo, cuando estudiamos los cambios que suceden en el material
biológico después de una interacción con las radiaciones ionizantes, es
importante tener presente las siguientes generalizaciones (UBA, 2011):
 La interacción de la radiación con las células es una función de
probabilidad, una cuestión de azar, es decir, pueden o no interrelacionar
y, si se produce la interacción, pueden o no producirse daños
 El depósito inicial de energía ocurre muy rápidamente, en un periodo de
aproximadamente 10x-17 segundos
 La interacción de la radiación con una célula no es selectiva: la energía
procedente de la radiación ionizante se deposita de forma aleatoria en la
célula, la radiación no "elige" ninguna zona de la célula
32
 Los cambios visibles producidos en las células, tejidos y órganos, como
resultado de una interacción con radiaciones ionizantes no son
específicos, es decir, no se pueden distinguir de los daños producidos
por otros traumas
 Los cambios biológicos que resultan de las radiaciones se producen solo
cuando ha transcurrido un determinado periodo de tiempo (periodo de
latencia), que depende de la dosis inicial, y que puede variar desde unos
minutos hasta semanas o incluso años.
Al mismo tiempo, el daño originado por las radiaciones ionizantes depende
no solo de la cantidad de energía absorbida, sino también de la velocidad y
mecanismo de absorción. Por ejemplo, el efecto es distinto si la radiación actúa
sobre cualquier molécula proteica a si actúa sobre el ADN; en este caso, el
efecto podría ser letal (Dowd y Tilson, 1999).
En caso de una exposición accidental al penetrar en las células, depositan
su energía, ya sea por efecto fotoeléctrico ó Compton (por producción de pares,
ocurre para energía mayor a 1,02 MeV). Una vez la energía es depositada
existen tres posibilidades (UBA, 2011):
 La célula se repare y quede inalterada
 La célula mute y se multiplique
 La célula muera
Igualmente, las afecciones por posible irradiación, pueden manifestarse,
en el sentido médico, por dos vías: Efecto estocástico o efecto determinístico (ver
figura 2.12).
33
Figura 2.12. Tipos de efectos biológicos de las radiaciones ionizantes.
Los efectos del tipo estocástico son aquellos que pueden aparecer, pero
no lo hacen necesariamente. Lo más que se puede decir es que existe una cierta
probabilidad de que estos efectos se produzcan y carecen de umbral de dosis.
Los ejemplos más conocidos son el desarrollo de cáncer y las mutaciones
genéticas (IAEA, 1999a).
Los efectos del tipo determinístico son aquellos que se relacionan con la
dosis de forma determinista, es decir, si se ha depositado una dosis equivalente
suficientemente alta, aparecerán cierto tipo de efectos hasta la muerte celular
(IAEA, 1999a).
Por ejemplo, si una dosis de excede 1 Gray (Gy), se observará un
enrojecimiento de la piel, tras cierto nivel de dosis se producen afecciones
gastrointestinales o edemas cerebrales, entre otros (UBA, 2011).
En el caso de muerte celular, ésta puede presentarse de acuerdo a la
dosis absorbida. Por ejemplo, los linfocitos, los cuales son un tipo de glóbulos
34
blancos (conforman el sistema inmunológico), presentan la muerte a dosis
absorbidas inferiores a 500 mGy. Esto se debe a su nivel de radiosensibilidad.
La radiosensibilidad es la sensibilidad que tienen los diferentes tejidos y
células a las radiaciones ionizantes.
Distintos tipos de material biológico tienen una sensibilidad diferente ante
las radiaciones ionizantes (IAEA, 1999a):
 Alta radiosensibilidad: linfocitos, linfoblastos, espermatogonias,
mieloblastos
 Media radiosensibilidad: mielocitos células basales de la epidermis,
células de las criptas intestinales, células endoteliales, osteoblastos,
espermatocitos, granulocitos, espermatozoides.
 Baja radiosensibilidad: fibrocitos, condrocitos, células musculares y
nerviosas.
En el caso de órganos y tejidos, también tienen una radiosensibilidad
diferente uno de otro (UBA, 2011):
 Alta radiosensibilidad: médula ósea, bazo, timo, nódulos linfáticos,
gónadas y el cristalino
 Media radiosensibilidad: piel, tejido mesodérmico de órganos
(hígado, corazón, pulmón).
 Baja radiosensibilidad: músculos, huesos, sistema nervioso.
En la evaluación de de los efectos biológicos de la radiación, debe ser
también tomado en cuenta si la dosis absorbida fue a nivel de cuerpo entero o
localizada, en algún órgano
o
tejido, de
acuerdo
a
su mencionada
radiosensibilidad (IAEA, 1999a).
Estos son algunos ejemplos para ilustrar la gravedad de posibles
accidentes de la gammagrafía industrial (ver Figura 2.13).
35
Figura 2.13. Consecuencias en algunos casos de accidentes graves, en
gammagrafía industrial: (a) Irán, 1996; (b) Perú, 1999; (c) Venezuela, 2010.
 Irán, 1996 (ver figura 2.15.a): una persona consiguió una fuente de Irido192 y la guardó en el bolsillo de su camisa, donde permaneció por cerca
de 1,5 h, produciendo que recibiera una alta dosis de radiación de 4,5
Gy a nivel de cuerpo entero (IAEA, 2002).
 Perú, 1999 (ver figura 2.15.b): una persona consiguió una fuente de
Irido-192 y la guardó en el bolsillo de su pantalón, donde permaneció por
cerca de 8,5 h, produciendo que recibiera una alta dosis de radiación de
1,3 Gy a nivel de cuerpo entero y 1.300 Gy a nive l localizado en
miembros inferiores, con consecuencias relacionadas a amputación
(IAEA, 2000b).
 Venezuela, 2010 (ver figura 2.15.c): una persona consiguió una fuente
de Irido-192 y la mantuvo cerca de 8 minutos en ambas manos, por
cerca de 9 minutos, produciendo que recibiera una dosis localizada de
25 Gy en ambas manos (Zerpa, 2010).
36
2.8. Posibles causas-raíces
De acuerdo a estudios previos, las posibles causas de accidentes
radiológicos se deben a los siguientes factores: factores humanos, fallos
técnicos, robos u otros (Ródenas, s.f.).
La figura 2.14 muestra la distribución porcentual de cada uno de estos
factores, a través de un diagrama de Pareto, con el objeto de establecer en
cuáles factores se deben tomar acciones con mayor prioridad.
Figura 2.14. Posibles causas raíces de accidentes radiológicos, inherentes a la
La gráfica muestra que un 60% de los posibles accidentes radiológicos se
deben a factores humanos, seguida de un 25% por fallos técnicos, 10% por
robos y 5% por otros factores.
Los factores humanos se refieren a una deficiente cultura preventiva,
debido a la posibilidad de deficiente capacitación de los TOEs y grado de
conciencia sobre el nivel de riesgo que conlleva el no aplicar las medidas
mínimas (pasos) de protección radiológica; los fallos técnicos son las posibles
37
fallas de los equipos y accesorios, debido al diseño y desgaste; los robos de
fuentes, pueden ser llevadas a cabo si no aplican efectivamente las medidas de
uso, transporte y almacenaje; en caso de otros factores corresponde a la
dotación continua de Equipos de Protección Personal (Ródenas, s.f.).
2.9. Cultura preventiva
Es el conjunto de valores, creencias, paradigmas, conocimientos y
actitudes que permiten, individual o colectivamente, anticipar los posibles riesgos
de una determinada organización, con el objeto de reducirlos y tener condiciones
y medios ambientes de trabajo seguros y saludables (Cooper, 1997).
2.10. Protección radiológica
2.10.1. Definición
Es el conjunto de medidas establecidas por una organización, las cuales
tienen por fin la utilización segura de las radiaciones ionizantes y garantizar la
protección de los individuos, de sus descendientes, de la población en su
conjunto y del medio ambiente, frente a los posibles riesgos que se deriven de la
exposición a dichas radiaciones (IAEA, 1999a).
2.10.2. Objetivos de la protección radiológica
 Proporcionar un nivel adecuado de protección para las personas, sin limitar
las labores
 Asegurar que se tomen todas las medidas posibles para reducir la
posibilidad de efectos estocásticos
 Evitar el surgimiento de efectos determinísticos, manteniendo las dosis por
debajo de los límites máximos permisibles
38
2.10.3. Premisas de la protección radiológica
 Justificación: Toda acción relacionada a radiaciones ionizantes, y posibles
exposiciones, debe estar debidamente justificada, respecto a otras
alternativas, y producir un beneficio para la sociedad en su conjunto.
 Optimización: Todas las acciones relacionadas a radiaciones ionizantes
deberán estar realizadas de forma tal que estén hechas con el mayor grado
de calidad y protección posible, según la tecnología existente en el
momento y el grado de conocimiento humano que se posea.
 Limitación de dosis: Todo proceso o proyecto relacionado a radiaciones
ionizantes debe ser realizado del mejor modo posible, con niveles de riesgo
tan bajos como sea factible, con el objeto de proteger a los TOEs, público y
medio ambiente (ALARA) en general
2.11. Límites anuales de dosis
Se define límite de dosis como el valor máximo umbral de radiación que
puede recibir cualquier TOE o público ante una posible exposición radiológica.
De acuerdo a Covenin (1995), se tienen los siguientes límites:
 Trabajadores directamente relacionados con el uso de fuentes radiactivas
(TOE): 20 mSv/año.
 Público en general o trabajadores no relacionados al uso de fuentes
radiactivas: 1 mSv/año.
2.12. Estimación de dosis y distancia
Para enfatizar la importancia de las ecuaciones mencionadas en las
secciones anteriores, se presenta un ejemplo de campo: el cálculo de tasa de
dosis con la finalidad de conocer las posibles consecuencias de la exposición.
39
La tasa de dosis (Gy.h-1), en la superficie externa de un equipo de
radiografía industrial con blindaje de 5,08 cm (2") de espesor, para una fuente de
Cs-137 de 3 Ci. Si la distancia, por ejemplo, se determina con la referida
ecuación 7, dicha distancia entre la fuente y el punto de donde se modeló es de
6,35 cm.
A continuación se suministran los restantes datos (ver figura 2.14):
k  5,76  10 7
E  0,662 MeV
 en
cm 2
 0,0326

g
A1  2,632
 1  0,0145
  1,289cm 1
T  5,08cm
 2  0,0136
r  6,35cm
t  30m
Figura 2.15. Verificación del blindaje del contenedor
Para proceder a la aplicación de la ecuación de tasa de dosis indicada
anteriormente (Ec. 2.6), en primer lugar debemos convertir la actividad del

radioisótopo de las unidades Ci a
s , tomando en cuenta que decae en un 85%
los fotones gamma, y por consiguiente, el factor S asume el valor siguiente:
S  3Ci 
dis
s  0,85 
1Ci
dis
3,7 1010
S  9,44 1010

s
 
kSE en [ A1e (11 ) T  (1  A1 )e (1 2 ) T ]

  
D
4r 2
40

D
(5,76 10 7 )(9,44 1010 )(0,662)(0,0326)(2,632e (10,0145)(1, 289)( 5,08)  1,632e (10,0136)(1, 289)( 5,08) ]
4 (6,35) 2

D  7,4  10 3
Gy
h
Gy 1h

 30m
h 60m
D  3,7  10 3 Gy
D  7,4  10 3
H  3,7  10  3 Sv  3,7mSv
Se inserta el valor de S en la Ec.7, obteniendo una tasa de dosis absorbida
de 7,4 mGy/h, la cual es multiplicada por un lapso de tiempo igual a 30 minutos
(0,5 h), obteniendo una dosis absorbida de 3,7 mGy y, por consiguiente, una dosis
estimada de 3,7 mSv.
Con este valor de dosis estimada, se concluye que el nivel de riesgo para
un eventual accidente radiológico se encuentra por debajo de la dosis estimada
para TOE (20 mSv/año).
El siguiente caso ilustra un ejemplo de campo: Durante la ejecución de
una gammagrafía industrial, una fuente de Cs-137 con A=20Ci (actividad inicial
indicada en la placa del equipo, equivalente a 740 GBq, en la fecha 30/04/95)
quedará expuesta durante un tiempo aproximado de 20 minutos. Determine la
distancia mínima para la cual el TOE no reciba una dosis estimada superior a 0,2
mSv, y evitar así una posible exposición que sea considerada accidente
radiológico.
Para determinar la distancia D, la despejamos de la ecuación 2.7 para el
cálculo de la dosis efectiva.
H
A  FD  t
d2
(Ec. 2.7)
41
En la cual: H= Dosis efectiva [mSv]; A= Actividad [GBq]; FD=Factor de
conversión dosimétrico [ (mSv  m2 )  (h  GBq) 1 ]; t=tiempo (h); d=distancia [m].
La distancia puede ser determinada, tomando en cuenta preliminarmente
el factor de conversión dosimétrico del Cesio-137 (FD), y el tiempo desde su
fabricación a la fecha de la exposición (para fines prácticos asumimos t=18,81
años)
mSv  m 2
 FD
h  GBq
(30 / 04 / 95)al (20 / 02 / 14)  t  18,81años
Cs  0,089
137
Usando el valor del tiempo de vida media del mencionado radioisótopo de
30,17 años, obtenemos su actividad al referido día de febrero de 480,4 GBq,
valor a la cual ha decaído en el tiempo desde 740 GBq (actividad original de
fábrica).
Para determinar la distancia D, podemos apreciar que es necesario
calcular la actividad A, para ello se utiliza la ecuación 2.8.
(
A A e
0
0,693
)t
T1
(Ec. 2.8)
2
En la cual: A= Actividad final [GBq]; A0= Actividad inicial [GBq]; T1/2=
Periodo de desintegración [años]; t=tiempo de uso de la fuente [año].
Son insertados los datos en la ecuación 2.8:
(
A A e
0
0,693
)t
T1
2
 A  740GBq  e
(
0 , 693
)18,81años
30,17años
 A  480,4GBq
Finalmente son insertados los datos suministrados y la actividad
determinada preliminarmente en la ecuación 2.7, despejamos la distancia D y
obtenemos la distancia requerida:
42
H
A  FD  t
d 
d2
A  FD  t
d 
H
mSv  m2
 0,33h
h  GBq
0,2mSv
480GBq  0,089
d  8,4m
Con este resultado, se tiene que 8,4 m es la distancia mínima para la cual el
TOE no ha de recibir una dosis estimada superior a 0,2 mSv, evitando así una
posible exposición que sea considerada un accidente radiológico.
2.13. Auditorías
La auditoría es una técnica de evaluación sistemática de un determinado
proceso, con el objeto de verificar si es llevado a cabo de acuerdo
a los
requerimientos del producto o servicio (conformidad), bien sean aspectos de
calidad, seguridad, higiene ocupacional o protección radiológica, entre otros
(ISO, 2008; OHSAS, 2008).
Se debe planificar un plan de auditorías, tomando en cuenta la importancia
del proceso, así como los resultados de las auditorías previas. Se deben definir
los criterios de auditoría, alcance, frecuencia y metodología. La selección de los
auditores debe asegurar objetividad e imparcialidad (ISO, 2008).
La dirección responsable del proceso debe asegurar que se realicen las
correcciones
pertinentes
sin demora
injustificada
para
eliminar las
no
conformidades detectadas y sus causas.
2.14. Plan de Emergencias Radiológicas (PER)
Un Plan de Emergencias Radiológicas (PER), proporciona una estructura
de respuesta integrada con una gama de acciones y tareas perfectamente
43
definidas, de rápida y sencilla comprensión y aplicación, sobre qué hacer y cómo
actuar en el momento en que se presente algún accidente radiológico de mayor o
menor riesgo, para controlarlo hasta los niveles ALARA, es decir, a niveles tan
bajos como sea razonablemente factible. (OIEA, 1997).
2.15. Clasificación, señalización y demarcaje
Toda zona donde haya una operación o se almacenen fuentes radiactivas
debe ser clasificada. La clasificación "Zona supervisada" corresponde a aquella
con una tasa de dosis efectiva medida menor a 0,5 mrem/h (0,005 mSv/h) y "zona
controlada" o de acceso restringido, a aquellas con una tasa de dosis mayor o
igual a 0,5 mrem/h (0,005 mSv/h), de acuerdo a Covenin (1995).
La figura 2.16 muestra las señalizaciones a utilizar (zona supervisada o
controlada) y demarcaciones, en base a los valores de tasa de dosis efectiva
obtenida al usar equipos de monitoreo del área de trabajo o almacenaje de
fuentes radiactivas.
Figura 2.16. Tipos de señalización de zonas donde se operan o almacenan
fuentes radiactivas. (a) zona supervisada; (b) zona controlada.
44
2.16. Monitoreo
Los monitores personales de alarma son pequeños detectores de radiación
electrónicos que emiten una señal de alerta cuando se supera una dosis y/o una
tasa de dosis prefijada (UBA, 2011). Estos equipos llevan incorporado una señal
de alerta. Esa señal suele ser una alarma audible, aunque tal vez se
complemente con una vibración o una señal visible (que puede ser útil si el nivel
de ruido del ambiente de trabajo es alto o se usan protectores auditivos).
2.17. Dosimetría
Los dosímetros termoluminiscentes y los dosímetros de película se utilizan
habitualmente en las actividades de gammagrafía industrial. Ambos tipos van
provistos de un elemento pasivo para registrar la radioexposición que
posteriormente procesa un laboratorio especializado de dosimetría para evaluar la
dosis. Otro tipo es el dosímetro personal electrónico, de lectura directa, el cual da
una lectura inmediata de la posible dosis (UBA, 2011).
2.18. Transporte
En el caso del transporte de material radiactivo está establecido que sea el
vehículo identificado con señalización, en los cuatro lados, de acuerdo a su
determinado código de las Naciones Unidas de los materiales radiactivos, según
la clasificación del Organismo Internacional de Energía Atómica (IAEA, 2005).
Entre las normas se requiere, además, asegurar una tasa de dosis estimada de 2
mSv/h en cualquier punto externo vehículo de transporte y 0,1 mSv/h a 2 m de
distancia (ver Figura 2.17).
45
Figura 2.17. Transporte de material radioactivo.
Las normas generales establecen que el lugar, en cuanto al almacenaje de
fuentes radiactivas, el lugar determinado para tal fin debe ser un espacio
cercado, con acceso restringido, señalización, con bajo nivel de humedad relativa
(<50%HR), con cerrojo y una tasa de dosis estimada de 2,5 mSv/h, además de
contar con un inventario, ubicación y uso de las fuentes radiactivas.
Los contenedores con el material radiactivo se denominan bultos. Los
bultos de transporte utilizados en gammagrafía ind ustrial son del tipo B(U) o A. El
tipo de bulto requerido es dependiente de la actividad que deba transportar y en
cualquiera de los dos casos, tipo B(U) o A, antes de su aprobación como tales,
especímenes de los mismos deben ser sometidos a exigentes ensa yos que
permiten inferir que son adecuados para resistir fuerzas de impacto grave,
fuerzas de aplastamiento, inmersión en líquido y tensión térmica sin pérdidas de
los contenidos radiactivos ni pérdida significativa del blindaje.
46
2.19. Almacenaje
El depósito debe exhibir letreros de advertencia y estar seco en su interior
(clasificación, señalización y demarcaje). Las tasas de dosis accesibles fuera del
depósito deben ser menores de 2,5 μSv/h (Shapiro, 2002).
En la puerta debe haber un cerrojo para evitar la entrada de personas no
autorizadas. La llave debe guardarse en lugar seguro.
Debe mantenerse un registro en que se indique en todo momento el lugar
en que se encuentra la fuente. Los días en que la fuente y el contenedor no se
utilicen debe realizarse un control para ver si siguen almacenados en forma
segura.
2.19. Vigilancia radiológica
Es imperante disponer de un plan para la vigilancia de la salud de los TOEs
y público en general, en consonancia con los requisitos legales y normativos y
para ello debe llevarse a cabo una vigilancia inicial de la salud, con el objeto de
evaluar si un determinado TOE tiene un grado adecuado de aptitud y cultura
preventiva para el trabajo con fuentes de radiación. También deben realizarse
evaluaciones periódicas de la salud para cerciorarse que la salud del TOE sigue
siendo satisfactoria (IAEA, 1999b).
2.20. Simulación
La simulación es el proceso de diseñar un modelo de un sistema real y
llevar a término experiencias con él, con la finalidad de estudiar su
comportamiento, es decir, un código donde pueda ser empleado en escenarios
donde no se disponga de datos estadísticos confiables (Cárdenas et al, 2014).
Dada la importancia de estimar la exposición a la radiación ionizante, en
posibles accidentes radiológicos surgidos en las actividades de gammagrafía
industrial, es de suma importancia estudiar diversos escenarios y consecuencias,
47
de acuerdo a la dosis absorbida de radiación y efectos biológicos en TOEs y
público en general.
2.21. Sistemas de Gestión de la calidad y sistemas de gestión de seguridad
y salud ocupacional
Un sistema de gestión de la calidad (ver figura 2.18), es una serie de
actividades coordinadas que se llevan a cabo sobre un conjunto de elementos
(recursos, procedimientos, documentos, estructura organizacional y estrategias)
para lograr la calidad de los productos o servicios que se ofrecen al cliente, es
decir, planear, controlar y mejorar aquellos elementos de una organización que
influyen en satisfacción del cliente y en el logro de los resultados deseados por la
organización (ISO, 2008).
Figura 2.18. Modelo de un sistema de gestión de la calidad basado en procesos.
48
La figura antepuesta muestra un sistema donde un cliente (organización
que requiere el servicio) solicita uno o varios servicios de gammagrafía industrial.
Para ello, se tienen unos requisitos de calidad para que se considere la labor
conforme; posteriormente se realiza el servicio, basado en una efectiva gestión
de los recursos (equipos y accesorios), responsabilidad de la dirección (nivel
supervisorio de la labor) y medición, análisis y mejora (indicadores de gestión),
de forma tal que dicho servicio pueda satisfacer los requerimientos del cliente, en
un entorno de mejora continua de la labor.
De esta forma, un sistema de seguridad y salud ocupacional (ver figura
2.19), tiene por objeto brindar a las organizaciones elementos efectivos de
seguridad y salud ocupacional, los cuales permitan prevenir posibles accidentes
o enfermedades ocupacionales a sus trabajadores (OHSAS, 2008).
Figura 2.19. Modelo de un sistema de gestión de seguridad y salud ocupacional.
La referida figura muestra un sistema donde se requiere ejecutar una
determinada labor, la cual sea llevada a cabo con el mínimo nivel de riesgo de
accidente o enfermedad ocupacional para los trabajadores. Para ello se debe
establecer una política de seguridad y salud ocupacional; la planificación,
implementación y operación de la labor, debe realizarse de manera segura y
49
saludable, con la constante revisión, verificación y acciones correctivas por parte
del nivel supervisorio de la labor, de forma tal que pueda ser garantizada la
integridad física y mental de los trabajadores, en un entorno de mejora continua.
Estos dos sistemas de gestión pueden ser totalmente compatibles, en
vista que permiten planificar, realizar, verificar y actuar en las labores de
gammagrafía industrial, garantizando así un servicio de calidad y al mismo
tiempo
previniendo
riesgos
de
posibles
accidentes
o
enfermedades
ocupacionales en los TOEs y público en general.
2.22. Análisis Costo - Beneficio
El análisis de costes-beneficios es un medio para determinar la mejor
manera de asignar recursos. La Comisión Internacional de Protección contra las
Radiaciones (CIPR) recomienda este método para justificar las prácticas de
radioexposición y también para reducir las exposiciones al valor más bajo que
pueda razonablemente alcanzarse (ALARA), teniendo en cuenta los debidos
factores económicos y sociales, entre otros (Ahmed et al, s.f).
El objetivo de tal análisis, es asegurar que se produce un beneficio neto y
al mismo tiempo se garantice la protección de los TOEs y público en general, de
acuerdo al número de medidas de control (pasos) de protección radiológica, es
decir, buscar un equilibrio donde la protección sea tal que las posibles
exposiciones durante las labores de gammagrafía industrial sean por debajo del
nivel umbral (20 mSv/año en TOEs y 1 mSv/año en público).
Este análisis contribuye a asegurar que el beneficio total es mayor que los
inconvenientes totales propios de un determinado proceso. Esos inconvenientes
totales incluyen todos los costes y todos los aspectos negativos del
procedimiento propuesto, por ejemplo: gastos de capital y de explotación, coste
de la protección radiológica, valor de los daños para la salud resultantes de la
exposición de TOEs y del público a las radiaciones y a otros posibles riesgos
presentes.
50
CAPÍTULO III: MARCO METODOLÓGICO
3.1. Fases de la investigación
El presente Trabajo de Grado se llevó a cabo de la siguiente manera:
 Fase de diagnóstico: Se exploró la expectativa para desarrollar las
propuestas de protección radiológica, a través de: La participación de los
TOEs que conforman la muestra (técnicos radiólogos), diseño del
instrumento de recolección de datos, validación de expertos, aplicación
preliminar
del
instrumento
(prueba
piloto),
determinación
de
la
confiabilidad del instrumento, aplicación del instrumento a la muestra
definitiva, organización, descripción y análisis de la información
recolectada.
 Fase
de
caracterización:
Se
identificaron
los
parámetros
que
conformarían las propuestas metodológicas de reducción de riesgo en el
proceso de gammagrafía industrial, en base a los criterios de las Normas
OHSAS 18001:2008, ISO 9001:2008, OIEA SSG-11, Covenin 2257,
3375, 3299 y 3496 (Covenin, 1995; Covenin, 1997; Covenin, 1998;
Covenin, 1999; IAEA, 1999a; ISO, 2008; OHSAS, 2008).
 Fase de desarrollo: Se desarrollaron los parámetros que conformaron el
modelo de gestión en higiene ocupacional, en base a los criterios de las
OHSAS 18001:2008 e ISO 9001:2008, a fin de elaborar la propuesta del
modelo de gestión en higiene ocupacional para las empresas refinadoras
de petróleo (ISO, 2008; OHSAS, 2008).
51
3.2. Diagnóstico de la situación actual
Para comprender el contexto bajo el cual se llevaría n a cabo los métodos
de reducción de riesgo en el proceso de gammagrafía industrial, se evaluaron
120 técnicos radiólogos, a nivel nacional, y se consideraron 3 principales
variables que demostrasen su grado de satisfacción:
 Actualización de normas y procedimientos técnicos
 Formación y refrescamiento de conocimientos (capacitación técnica
en protección radiológica)
 Implementación, de medidas (pasos) en protección radiológica
Los resultados permitieron saber la opinión respecto a los actuales métodos
de protección radiológica.
3.3. Análisis de un accidente radiológico por práctica de gammagrafía
industrial, a través de un método de simulación
La simulación de Monte Carlo, a través del programa VMC, se utilizó para
verificar su utilidad en recrear eventos donde fuese necesario hacer cálculos de
dosis absorbida en órganos y tejidos, además de poder demostrar su relevancia
como método para generar conciencia y promover la cultura preventiva en
protección radiológica.
La técnica de Monte Carlo y los fantomas de voxel fue aplicado a
problemas de cálculo de dosis.
Los fantomas son representaciones del cuerpo humano, con diversos
parámetros, como son altura y masa, entre otros (Torres y Salinas, 2010). Para
52
efectos de la investigación fueron preestablecidas para un hombre de 1,76 m de
altura y 73 kg de masa.
Se estudió el caso de Turmero de 2010, donde un trabajador estuvo
expuesto a radiación, utilizando el programa Visual Monte Carlo (VMC),
combinado con fantomas de voxel, que incluye cálculo de dosis, a fuentes
puntuales externas, el cual fue utilizado en esta investigación, y se evaluó las
consecuencias en determinados órganos del cuerpo (Hunt et al, 2000).
Cabe destacar que el programa VMC fue validado para el cálculo de dosis
de órganos, aplicado a fuentes puntuales e inmersión de agua, demostrando que
puede calcular la dosis absorbida en órganos o tejidos, dentro de una
incertidumbre de aproximadamente 20% (Hunt et al, 2004).
Este programa es especialmente útil para calcular dosis en caso de
accidentes, donde fuentes con altos niveles de actividad son ubicadas cerca del
cuerpo, como bien pudiera ser un bolsillo, por cierto tiempo. Además permite
calcular la dosis en tejido a cada órgano radiosensitivo y que las curvas de
isodosis sean establecido en la región cercana a la fuente (Hunt et al, 2013).
Con la fuente definida y la geometría establecida, el programa pudo ser
“corrido”. Cada corrida consistió en una secuencia de historias, y a su vez, cada
historia correspondió a un decaimiento radiactivo (desintegración o Becquerelios)
del determinado radionucleido. Desde la barra de menú pudieron ser
seleccionadas hasta 100 millones de historias, toma ndo en cuenta que a mayor
número de historias, mayor era el grado de precisión (Hunt et al, 2005).
Para el análisis del caso de Turmero se estableció 1 millón de historias
para tener un grado de confiabilidad superior a 90%.
3.4. Modelo de auditoría al proceso de gammagrafía industrial
Con la finalidad de brindar propuestas que permitiesen disminuir el nivel de
riesgo durante las gammagrafías industriales, se desarrolló un modelo de
auditoría para los procesos de gammagrafía industrial.
53
El modelo se estructuró en las siguientes secciones:
Pre–Auditoría: Proceso previo a la auditoría
 Planificación de la auditoría
 Alcance de la auditoría
 Consolidación de la información
 Notificación Formal del Inicio de la auditoría
Auditoría
 Reunión de Apertura
 Revisión de documentos, con soportes verificables.
 Entrevistas
 Inspección en sitio
 Reunión de Cierre
Post-Auditoría
Preparación del Informe final
Seguimiento de las acciones correctivas/ preventivas
Este método fue desarrollado en base a las Normas OHSAS 18001:2008, ISO
9001:2008, OIEA SSG-11, Covenin 2257, 3375, 3299 y 3496 de forma tal que
pudiese ser compatible con los principales modelos de gestión organizacionales,
en materia de protección radiológica, seguridad y salud laboral y gestión de la
calidad (Covenin, 1995; Covenin, 1997; Covenin, 1998; Covenin, 1999; IAEA,
1999a; ISO, 2008; OHSAS, 2008).
3.5. Desarrollo del plan de emergencias radiológicas
En base a lo expuesto, se elaboró una propuesta de Plan de emergencias
Radiológicas, en las actividades de gammagrafía industrial tomando en cuenta el
marco legal, normas internacionales y nacionales, y además considerando
aspectos de gestión de seguridad y salud ocupacional y gestión de la calidad,
desarrollando los siguientes instrumentos:
54
 Matriz de responsabilidades durante emergencias radiológicas, identificación
de escenarios, clasificación de posibles de accidentes radiológicos, criterios de
intervención.
 Guía para la selección y verificación de los instrumentos de detección de las
radiaciones ionizantes
 Guía para la vigilancia radiológica
 Clasificación, señalización y demarcación de las zonas de trabajo con
fuentes de radiaciones ionizantes
 Inspección del blindaje para contenedores de las fuentes radiactivas selladas
Posteriormente, fue revisada la información contenida en las normas y
procedimientos técnicos actualizados, con el apoyo de expertos en materia de
energía nuclear de los entes reguladores venezolanos (MPPEE-DEA) y brasileños
(CNEN).
El presente sistema de localización de material radiactivo, permitió
monitorear la actividad y ubicación de una determinada fuente, a través de un
GPS integrado, evitando accidentes radiológicos fatales, no fatales, leves,
incidentes (TOE y/o público) y consecuencias ambientales.
Para realizar las mediciones, se diseñó un dispositivo de adquisición y
transmisión inalámbrica de datos, en conjunción con un monitor, modificado a
medida para la aplicación. Este dispositivo es capaz de leer el nivel de radiación
de detectado por el monitor, adquirir la posición geográfica del punto de medición
utilizando la red GPS, almacenar dichos datos en una memoria interna y luego
transmitir dichos datos a un correo electrónico para su posterior procesamiento
(Cárdenas et al, 2014).
En la figura 3.1 se muestra el diagrama de flujo del proceso de medición y
transmisión de datos descritos:
55
Figura 3.1. El dispositivo de adquisición (izquierda) y transmisión de datos
(derecha), junto a la tarjeta de interconexión (parte central), la alimentación y
acondicionamiento de la señal (a la izquierda).
Finalmente, el sistema envió los datos a las direcciones de correo
electrónicos
preconfigurados
desde
la
dirección
de
remitente
[email protected], los cuales son: Día, hora, fecha, coordenadas
geográficas Norte (N) / Oeste (W), altura (metros sobre el nivel del mar m/sl),
velocidad del viento en nudos (knots) y c uentas por minuto (counts/min).
3.7. Análisis costo-beneficio de la aplicación de los métodos de prevención
de riesgos propuestos en el proceso de gammagrafía industrial
El análisis costo-beneficio es una metodología de estudio de factibilidad
ampliamente utilizada en diversos campos y áreas de investigación, de ahí que la
Comisión Internacional de Protección contra las radiaciones la recomienda para
justificar las prácticas de radioexposición y para reducir las exposiciones al valor
más bajo que pueda razonablemente alcanzarse, teniendo en cuenta los factores
económico y sociales (Ahmed y Daw, s.f).
Para desarrollar este análisis, fue importante definir las variables que
usualmente componen el proceso de gammagrafía industrial; estas variables se
56
denominaron pasos, los cuales dependen de los escenarios de emergencias, e
inciden directamente en los costos operacionales, es decir que a medida que
disminuyen los costos en protección radiológica, aumenta el riesgo de
consecuencias negativas a los TOEs y público en general, y viceversa, aunque
también existe un punto de equilibrio, que garantiza protección radiológica
ALARA y costos de protección radiológica factibles de asumir.
57
CAPÍTULO IV: RESULTADOS
4.1. Diagnóstico
El diagnóstico preliminar, realizado entre 2012 y 2014, en una empresa
nacional, permitió determinar que en promedio se realizan entre 300 y 400
actividades de gammagrafía industrial por año, en labores de evaluación de
soldaduras y nivel de corrosión en equipos y tuberías, entre otros, en paradas de
planta (Cárdenas et al, 2012).
Esta labor es llevada a cabo generalmente con el radionucleido Iridio-192 y
colimadores con capas de semivalor igual a 7 HVL o panorámicos. Se cuenta con
120 trabajadores: un Operador de Protección Radiológica (OPR) y 11 radiólogos
diplomados a nivel 1 y 2. Entre los equipos de protección radiológica se tienen
dosímetros, reglas de cálculo, monitores de radiación y alarmas.
Durante la realización del estudio, se pudieron observar irregularidades
durante el manejo de las fuentes, tales como fallas del equipo contenedor de
proyección o desconexión de cables, por parte de los responsables.
Adicionalmente se determinó desconocimiento y desactualización de las
normas y procedimientos técnicos, en referencia a la demarcación del área
controlada, selección y verificación de los instrumentos de detección, guía para la
vigilancia epidemiológica, inspección del blindaje de los contenedores y
verificación de la integridad de las fuentes radiactivas selladas; con respecto a
este punto, se pudieron conocer opiniones de los técnicos radiólogos en cuanto al
desempeño de sus actividades de trabajo.
58
Dichos técnicos manifestaron, por ejemplo, tener hasta más de dos años
sin recibir refrescamiento sobre las prácticas de gammagrafía industrial y medidas
de protección radiológica inherentes a la especialidad.
4.2. Síntesis de la encuesta realizada
El gráfico 1 muestra los resultados de la encuesta "Grado de satisfacción
de los trabajadores, respecto a su participación en la implementación de medidas
de protección radiológica en las actividades de gammagrafía industrial " al inicio
de la investigación, con la finalidad de conocer el grado de satisfacción de 120
TOEs, a nivel nacional.
Los resultados obtenidos demuestran que en cuanto a la actualización de
normas, el 58,33% (70 trabajadores) de los encuestados expresaron sentirse
“muy insatisfecho”, 33,33% (40) “insatisfecho” y 9,09% (10) "indiferente" (gráfico
1a); respecto a la formación y refrescamiento de conocimientos, el 100% (120)
manifestó sentirse "muy insatisfecho" (gráfico 1b); finalmente, en cuanto a la
implementación de medidas de protección, el 45,45% (50) se sintió "indiferente",
27,27% (30) "satisfecho, 16,67% (20) "insatisfecho" y el restante 16,67% (20)
"muy insatisfecho" (gráfico 1c).
Figura 4.1. Grado de satisfacción inicial de TOEs, respecto a su participación en
la implementación de medidas de protección radiológica en la gammagrafía
industrial.
59
Los resultados de las encuestas reflejaron la necesidad de promover un
proceso de actualización de herramientas de trabajo que les permitiese poder
desarrollar la actividad de gammagrafía industrial de manera segura.
Entre
esas
herramientas,
se
tienen
las
discusiones
sobre
las
consecuencias de la mala praxis de trabajo y sus consecuencias, a través de
métodos de simulación; formatos de auditoría técnicas, para poder llevar un
control del proceso antes, durante y al finalizar la actividad; actualización de los
planes de emergencia y contingencia, de manera que les permita controlar un
evento inesperado con el mínimo riesgo y medidas de trazabilidad de fuentes
radiactivas, en caso de pérdida.
4.3. Análisis de un accidente radiológico por práctica de gammagrafía
industrial, a través de un método de simulación
En junio de 2010 ocurrió un accidente radiológico en una estación de
servicio, ubicada en Turmero, Estado Aragua (ver tabla 4.1), cuando un trabajador
no ocupacionalmente expuesto (obrero) se apoderó de una fuente de Iridio-192 de
radiografía industrial. Como consecuencia, uno de los trabajadores recibió una
dosis de radiación (Zerpa, 2010).
Tabla 4.1. Resumen general del accidente radiológico de Turmero,
LUGAR
Estación de Servicio, Sector La Julia-Turmero. Estado
Aragua. Venezuela.
FECHA
03 de junio de 2010
ACTIVIDAD
Gammagrafía Industrial
EQUIPO
Nordion Gammamat TSI-5
FUENTE
Iridio-192. Actividad de 2,32 TBq (62 Ci), a la fecha del
evento
CAUSA-RAÍZ
Extravío (pérdida temporal del control de la fuente)
Exposición a 3 obreros y 1 con sobreexposición (no eran
CONSECUENCIAS
TOEs)
60
De acuerdo a las declaraciones de los técnicos radiólogos involucrados en
el accidente, ese día se realizó una actividad de gammagrafía industrial, en un
gasoducto ubicado en una estación de servicio, en la ciudad de Turmero. Una vez
finalizada la labor, los operadores del equipo no se percataron sobre el
desprendimiento de la fuente de 192 Ir, del sistema de sujeción del contenedor.
El trabajador referido del lugar (trabajador 1), casualmente halló dicha
fuente, no sabiendo que se trataba de una fuente radiactiva, la recogió y la guardó
en el bolsillo trasero derecho de su braga . Luego prosiguió sus actividades de
trabajo (vaciado de botellón de agua a un termo con dispensador), sin tener
conciencia del peligro que representaba el tener en su bolsillo el objeto
recolectado.
Los operadores responsables del equipo, al notar que faltaba la fuente, no
procedieron de acuerdo a los protocolos de seguridad y emergencia. Después
solamente solicitaron a los trabajadores, que estaban desarrollando sus labores
en las
cercanías, alejarse
del patio.
Evidentemente
hubo
fallas
de
acordonamiento y señalización que hubiera reducido la gravedad del accidente.
La figura 4.2 muestra el croquis del lugar del evento (a), momento en que el
trabajador 1 consigue la fuente y la recoge (b), camina con la fuente por las
inmediaciones de la estación de servicio (c) y posteriormente se sienta en una
esquina de la estación, junto a otros compañeros (d), quienes le advierten la
peligrosidad de dicha fuente.
61
Figura 4.2. Resumen gráfico y dramatización del accidente radiológico de
Turmero. (a) Croquis; (b) Recolección de la fuente por el trabajador 1; (c)
Trabajador 1 caminando con la fuente en mano; (d) Trabajador 1 con la fuente en
mano, descansando junto a otros compañeros de trabajo.
Una vez el personal recibió la notificación de retirarse del patio, el obrero
(trabajador 1) le mostró la fuente a dos de sus compañeros, ya que para él se
trataba de un objeto metálico de cierto valor; uno de ellos lo tomó y observó
durante un lapso de tiempo (trabajador 2) y después otro (trabajador 3), manipuló
brevemente el objeto y se dio cuenta de la simbología de radiactividad, por lo cual
informaron y de inmediato se procedió al rescate de la fuente.
El tiempo promedio estimado, desde el hallazgo por el trabajador hasta la
identificación y rescate de dicha fuente
fue aproximadamente 10 minutos
(Trabajador 1= 9 m, Trabajador 2= 20 s y Trabajador 3= 40 s) .
62
Como consecuencia del accidente, hubo 3 obreros expuestos: 2 de ellos
mantuvieron contacto (trabajadores 2 y 3), de los cuales 1 resultó con
sobreexposición (trabajador 1).
4.3.1. Acciones médicas realizadas
El equipo encargado de realizar la actividad de gammagrafía industriales
(TOEs) decidió que del grupo de persona involucradas, 3 obreros fuesen
trasladados al Hospital Central de Maracay (debido a que estuvieron en contacto
directo
con
la
fuente),
donde
se
iniciaron
las
evaluaciones
médicas
correspondientes: examen clínico-integral y controles hematológicos.
Posteriormente, a los 3 obreros se les hizo seguimiento médico diario, es
decir, a los 2 trabajadores que tuvieron contacto directo con la fuente y la
manipularon, que incluía entre otros, examen clínico de piel y extremidades, con
énfasis en las manos. Hematología completa: cuenta y fórmula blanca interdiaria.
Control y seguimiento fotográfico de la evolución y aparición de signos clínicos en
las áreas afectadas. Evaluación oftalmológica, así como evaluación y apoyo
psicológico, resonancia magnética, toma de muestra para estudio citogenético
(dosimetría biológica) y estudios eco-doppler, el cual es un tipo de ecografía con
la que se estudia el flujo de sangre que pasa a través de las arterias y venas y
estudiar órganos blandos del cuerpo.
Respecto a los trabajadores menos afectados, uno de ellos no presentó
síntomas y fue dado de alta médica (trabajador 2), el otro (trabajador 3) presentó
manifestaciones clínicas el día 11 post-exposición, con edema y eritema
localizado en la región distal de los dedos I, II, III de la mano izquierda y I y II de la
mano derecha. Posteriormente evolucionó a una radioepitelitis exudativa, sin
mayores consecuencias y se recuperó.
El trabajador más afectado (trabajador 1) no presentó al principio
manifestaciones de Sindrome Agudo de Radiación (SAR). Las primeras
manifestaciones clínicas se hicieron evidentes 100 horas post-exposición,
63
principalmente en regiones metacarpofalángicas de ambas manos, con mayor
evidencia en la mano izquierda. 6 días después de la exposición, apareció un
ligero dolor en ambas manos sin signos de flogosis.
Al día 10 post-exposición apareció eritema y edema con hipersensibilidad
superficial aumentada en ambas manos. a los 16 días post-exposición, las
lesiones evolucionaron de una radiodermitis seca a una fase exudativa, propia de
una epitelitis húmeda clásica, con ampollas y flictenas, las cuales se hicieron
necróticas, típico de un Síndrome Cutáneo Radioinducido (SCR).
Posteriormente, presentó dolor de fuerte intensidad en ambas manos y en
los antebrazos, aumento de la temperatura corporal hasta 39 ºC y para su alivio
se indicó tratamiento sintomático.
A los 21 días post-exposición, el trabajador 1 presentó clínicamente una
radiopatología, como consecuencia de la irradiación severa localizada que
evolucionó a lesiones abiertas. La figura 4.3 muestra la evolución clínica de las
lesiones, desde los días 6, 16, 18 y 20 post-exposición, respectivamente.
Figura 4.3. Evolución clínica de las lesiones post-exposición en manos del
trabajador 1.
64
4.3.2. Resultados de la dosimetría biológica
De acuerdo al informe del laboratorio de dosimetría biológica, en
cooperación con la Autoridad Regulatoria Nuclear de Argentina, se examinaron
diversos tipos y número de células (linfocitos de sangre periférica) en cada
trabajador (ver figura 4.4), observando un mayor número de cromosomas
dicéntricos en el trabajador 1 (18), y por ende corroborándose aberraciones
cromosómicas, inducidas por radiactividad, ya que la presencia de dos o más
centrómeros en un cromosoma generalmente es asociado a un suceso
radioinducido.
Figura 4.4. Frecuencia de cromosomas dicéntricos vs céntricos en los
trabajadores irradiados. Accidente Radiológico de Turmero - 2010.
Se estimó que la dosis máxima de 25 Gy, el trabajador 1 lo recibió a nivel
de ambas manos de acuerdo al reporte, incluyendo los cálc ulos de dosis y las
curvas de isodosis, realizado en el Hospital Percy (Paris, Francia), donde se llevó
a cabo el tratamiento del trabajador 1 (Zerpa, 2010).
En contexto, en este caso el trabajador 1 recibió asistencia médica y se
notificó al ente regulatorio en materia de seguridad y salud laboral (Inpsasel, en
Venezuela), se desarrolló un informe técnico y médico sobre el evento, y la
65
asistencia al trabajador 1, sobre quien fue necesaria su reubicación de puesto, en
vista de las lesiones presentadas y haber recibido en una sola ocasión una dosis
mayor a la anual (1 mSv/año).
4.3.3. Simulación del accidente radiológico de Turmero, a través del
programa Visual Monte Carlo
Con la finalidad de poder comprender la gravedad del evento, y sus
consecuencias a los TOEs y público en general, se utilizó un programa de
simulación de Monte Carlo, la cual permite diseñar un modelo, en base a un
sistema real, y tener experiencias para comprender su comportamiento.
Con el objeto de verificar la utilidad de la técnica de la simulación y su
potencial en la prevención de accidentes radiológicos, se estudió a través de este
método el evento ocurrido en Turmero en 2010.
Los datos insertados fueron los mismos de dicho caso:
 Radionucleido: 192 Ir
 Fuente puntual, en manos (Trabajador 1)
 Actividad: 2.32 TBq (para la fecha del accidente: 03/06/2010)
 t= 9 m
 Corrida de historias: 1.000.000
La figura 4.5 muestra la ventana para la inserción de los datos y la posición
frontal del fantoma.
66
Figura 4.5. Menú principal del programa VMC.
La referida figura mostró una ventana principal donde se insertó el radionucleido a
estudiar (en este caso fue
192
Ir), se definió que fue una fuente puntual, su
actividad (2,32 TBq, para el día del evento) y el tiempo de exposición (9 minutos);
también pudo observarse el fantoma de una persona de pie, en este caso el
trabajador 1, viendo al frente con los brazos a los costados y sus diferentes
órganos y tejidos en diferentes colores .
Posteriormente fue colocada la fuente a nivel de manos y en los diversos
ejes ortogonales x,y,z (circulo amarillo en las 3 perspectivas del fantoma), además
de la configuración de la simulación, la cual, como ya se mencionó, se estableció
con un criterio de 1.000.000 de corridas, tal y como se muestra en la figura 4.6.
67
Figura 4.6. Ubicación de la fuente a nivel de manos y configuración de la corrida
de la simulación, en el fantoma virtual del programa VMC.
Una vez insertados los datos de insumo para el programa, se inició la
corrida general de la simulación y se obtuvieron los resultados de la simulación,
tal y como se refleja en las figuras 4.7 y 4.8. Vale destacar que la corrida de los
datos en el programa VMC tomó aproximadamente 15 minutos.
68
Figura 4.7. Resultados de la corrida de simulación, a través del programa VMC.
Trabajador 1. Caso Turmero.
También pudieron apreciarse los niveles de dosis (Gy) en diversos
órganos, desde un punto de vista general, los cuales se ubicaron desde 0 Gy
(cabeza), 0.27 Gy (vejiga) y 0.30 Gy (Gónadas), entre otros, asumiendo la postura
de bipedestación y los brazos extendidos que tiene el fantoma.
Con estos valores se pudo corroborar, que a nivel de manos hubo un
efecto del tipo determinante, tal y como ocurrió en el caso de trabajador 1, el cual
presentó un Síndrome Cutáneo Radioinducido (SCR), tal y como se mencionó
anteriormente, al día 10 post-exposición (epitelitis húmeda).
69
Figura 4.8. Posibles efectos estocásticos y determinísticos en el trabajador 1.
Caso Turmero.
Por otra parte, haciendo el análisis de dosis local, pudo también ser
corroborada la similitud de los valores simulados vs, los valores del informe del
Hospital Percy, debido a que pudo obtenerse a través del programa VMC una
dosis de 24,79 ± 20% Gy vs los 25 Gy del reporte del hospital (ver figura 4.9); de
ahí que estos valores hayan sido acertados y en correspondencia con las dosis
obtenidas por el trabajador 1, en base al reporte del hospital (ver figura 4.9).
70
Figura 4.9. Resultados de dosis local, en base a la corrida de simulación, a través
del programa VMC. Trabajador 1. Caso Turmero.
Asimismo, puede observarse que la dosis recibida a nivel de ambas manos
fue igual a 25 Gy, por tanto los efectos se consideran del tipo determinístico, es
decir, efectos a partir de un umbral de dosis y asociados muerte celular; es por
ello que el trabajador 1 presentó epitelitis húmeda, debido al SCR, y existe una
probabilidad de cáncer a largo plazo, debido a la alta dosis de radiación recibida.
Este análisis permitió demostrar la efectividad del programa VMC, como
método de estudio de casos, en vista que la dosis localizada real en manos del
trabajador 1 fue de 25 Gy y según el programa fue de 24,79 Gy.
71
4.4. Modelo de auditoría al proceso de gammagrafía industrial
Con la finalidad de brindar propuestas que permitan disminuir el nivel de riesgo
durante las gammagrafías industriales, se desarrolló un modelo de auditoría para
los procesos de gammagrafía industrial, el cual fue presentado en el IX Congreso
IRPA (Cárdenas et al, 2013b).
El modelo fue estructurado en las siguientes secciones:
Pre–Auditoría: Proceso previo a la auditoría
Planificación de la auditoría
 Definición del propósito de la auditoría: su objetivo y alcance.
 Conformación del equipo auditor: Auditor líder (debe planificar, conducir,
reportar y hacer el seguimiento de la auditoría para determinar conformidad
con los requisitos contenidos en esta propuesta), auditores (son los
ejecutores de la auditoría) y especialistas (son los expertos en cuanto al
proceso y medidas de protección radiológica en gammagrafía industrial).
 Definición del tiempo necesario para la realización de la auditoría: el quipo
auditor debe definir dicho tiempo, en acuerdo con todo el personal
involucrado directamente en la actividad de gammagrafía industrial.
Alcance de la auditoría
 Límites, aspectos relevantes y criterios: Aquí deben ser especificadas las
limitaciones (en caso que hubiesen), criterios técnicos considerados para
llevar a cabo la auditoría (basamento en normas, procedimientos, formatos)
y cualquier aspecto u consideración relevante.
72
Consolidación de la información
 Información básica: Programa de Protección Radiológica de la empresa,
Plan de Emergencias Radiológicas de la empresa, Procedimiento de
Gammagrafía Industrial de la empresa, certificados de fuentes radiactivas
en uso, certificado de equipos de monitoreo y dosimetría personal
disponible.
 Plan de trabajo: Organización del tiempo de la auditoría, de acuerdo a la
planificación previa.
 Metodología de la auditoría: Criterios para las actividades de inspección,
revisión, entrevistas y verificación de aspectos de seguridad de la actividad.
 Listas de verificación: Formato donde se registra el cumplimiento de los
aspectos y variables referente al proceso de gammagrafía industrial (ver
tabla 4.2).
Tabla 4.2. Modelo de lista de verificación - Proceso de gammagrafía industrial.
NOMBRE DE LA EMPRESA
LISTA DE VERIFICACIÓN - PROCESO DE GAMMAGRAFIA INDUSTRIAL
Fecha:
Auditor:
Empresa auditada:
Código de inscripción en el Registro Nacional
Permanente de Fuentes y Equipos Generadores de
Radiaciones Ionizantes (RNPFEGRI):
Fuentes
(1)
(2)
(3)
(4)
(5)
radiactivas
utilizadas
Actividad
(1)
(2)
(3)
(4)
(5)
(mCi)
N° de posible personas expuestas:
Distancia de acordonamiento (m):
(público)
Se cumple con:
1. Programa de
protección radiológica
2. Plan de emergencias
radiológicas
3. Procedimiento de
SI
NO
Se cumple con:
8. Equipo gammagráfico y
accesorios en buen
estado
9. Elementos de rescate
de fuentes
10. Colimador adecuado y
SI
NO
73
gammagrafía industrial
en buen estado
11. Cajón metálico de
transporte de la fuente
fijado en la zona de carga
del vehículo y con
candado
12. Rotulado en vehículos,
específicos a la fuente
transportada
4. Certificado de las
fuentes y de equipos de
monitoreo (GeigerMüller)
5. Dosimetría personal y
exámenes médicos
6. Monitoreo en la
superficie del contenedor
(blindaje), antes y
después de la actividad
7. Clasificación,
señalización y
demarcación de la zona
de trabajo
13. Personal calificado
14. Equipos de protección
personal
Total de No Conformidades: Dios es tu salvador
personal
OBSERVACIONES:
Firma de
representante la
organización
auditada
Firma de los
participantes
Firma del auditor
líder
(1)
(2)
(3)
(4)
5)
Cada una de las casillas se explica a continuación:
a) Fecha: Se indica la fecha en que es realizada la gammagrafía industrial.
b) Auditor: Se coloca el nombre y apellido del auditor líder
c) Empresa auditada: La empresa responsable de la actividad
d) Código de inscripción en el Registro Nacional Permanente de Fuentes y
Equipos Generadores de Radiaciones Ionizantes (RNPFEGRI): Requisito
establecido por la Dirección de Energía Atómica (DEA), ente regulatorio
Venezolano, para tener un registro y control de fuentes en el país.
e) Fuentes radiactivas utilizadas: Se indican cada uno de los radioisótopos
utilizados para llevar a cabo la actividad.
f) Actividad: Se debe indicar la actividad al día de la actividad, expresada en
milicuries (mCi).
74
g) N° de posibles personas expuestas: Se suministra el número de posibles
personas expuestas del público en general.
h) Distancia de acordonamiento: Distancia segura entre la fuente radiactiva y
cualquier TOE o público en general, expresada en metros (m).
i) Debe verificarse si se cuenta con los siguientes elementos, en la actividad de
gammagrafía industrial:
 Programa de protección radiológica, Plan de Emergencias Radiológicas y
Procedimiento de la actividad: Cada uno de ellos revisado y aprobado por
el Comité de Protección Radiológica (CPR), con soportes de capacitación a
los TOEs y verificación de la comprensión de cada documento por parte de
ellos.
 Certificado de las fuentes y certificado de equipos de monitoreo (GeigerMüller), a completa disponibilidad para ser revisados y verificados.
 Dosimetría personal y exámenes médicos, con el objeto de tener un
registro y control sobre las posibles dosis de radiación recibidas por los
TOEs.
 Monitoreo en la superficie del contenedor (blindaje), antes y después de la
actividad, de acuerdo a las tasas de dosis permisibles (menor a 2.000
µSv/hr en la superficie).
 Clasificación (zona supervisada, cuya tasa de dosis es menor a 0,005
mSv/h, y zona controlada, igual o mayor a 0,005 mSv/h), señalización de
precaución (manténgase alejado, gammagrafía en proceso) y demarcación
de la zona de trabajo (con cadenas o cuerdas, de acuerdo a una distancia
que garantice el límite anual de dosis para público de 1 mSv/año).
 Equipo gammagráfico y accesorios en buen estado, con el objeto de validar
que funcionarán de manera adecuada, tal y como establece el
procedimiento de la actividad.
 Elementos de rescate de fuentes, tales como pinzas extensibles largas
(entre 1-2 m, para la toma de la fuente a recuperar), detector de radiación
con alarma audible (Geiger-Müller), dosímetros de lectura directa, pinzas
de corte (en caso de requerir cortar el cable de control o el conector de la
fuente sellada), blindajes temporales y contenedor de rescate temporal
(ambos de al menos 8 capas hemireductoras).
75
 Colimador adecuado y en buen estado, de forma que se garantice su uso
en cada estudio, en cuanto a la delimitación de la zona del objeto a irradiar,
direccionar la trayectoria de los fotones al objeto de estudio y así evitar
posibles irradiaciones a los TOEs ó público.
 Cajón metálico de transporte de la fuente fijado en la zona de carga del
vehículo y con candado, el cual debe ser verificado antes y después de la
actividad, realizando mediciones externas al cajón para verificar que la
fuente se encuentre ahí contenida (tasa de dosis máxima de 2 mSv/h en la
superficie externa del medio de transporte y 0.1 mSv/h a una distancia de 2
m).
 Rotulado en vehículos, específicos a la fuente transportada, tipo de bulto y
código ONU (UN) y OIEA de clasificación de material, en este caso UN
2916 y Clase 7, respectivamente, por tratarse de material radiactivo.
 Personal calificado, los cuales posean curso sobre protección radiológica
(40 hrs) y conocimientos verificables, con soportes auditables, sobre el
proceso de gammagrafía industrial (operación, uso de equipos y
accesorios, llenado de registros, rescate de fuentes, seguridad radiológica
y emergencias radiológicas).
 Equipos de Protección Personal (EPP), acordes al ambiente de trabajo
donde se lleva a cabo la actividad de gammagrafía industrial, tales como
cascos de seguridad, lentes de protección, orejeras, bragas, guantes, botas
de seguridad, entre otros.
 Disponer en la zona de trabajo de la propuesta "Guía de protección
radiológica: Gammagrafía Industrial (ver figura 4.10), con el objeto de
proveer a los TOES y público de información general y medidas de
precaución, de manera concisa y sencilla.
76
Figura 4.10. Guía de protección radiológica: Gammagrafía Industrial.
77
Notificación Formal del Inicio de la auditoría
 Notificación escrita del inicio de la auditoría, la cual puede ser realizada
mensualmente, indicando los objetivos y alcances de la auditoría que se
pretende realizar, el tiempo que durará la actividad, el número de miembros
del equipo auditor, fecha y hora de las reuniones de apertura y cierre.
 Logística que permitirá la ejecución del proceso de auditoría, verificando los
formatos, documentación, equipos, a ser empleados.
Auditoría: con el objetivo de producir la revisión y evaluación profunda de la
gestión efectuada
Reunión de Apertura, donde se lleve a cabo la e xposición del objetivo, alcance,
metodología y requerimientos, para llevar a cabo la auditoría técnica la actividad
de gammagrafía industrial.
Revisión de documentos, con soportes verificables.
Entrevistas, a través del uso de cuestionario o grabaciones, con el fin de registrar
las opiniones de los TOEs involucrados en la actividad.
Inspección en sitio, a través de la validación de la información registrada en los
documentos.
Reunión de Cierre, donde sean presentados los hallazgos y conclusiones,
señalando
conformidades
y no
conformidades
y el establecimiento
de
compromisos para la implementación de un plan por parte del auditado, donde se
indiquen las acciones para corregir las no conformidades, fecha estimada y
responsables del cumplimiento.
78
Post-Auditoría
Preparación del Informe final, con la elaboración de un documento preciso, donde
se resalten las oportunidades de mejora a través del uso de todas las evidencias
encontradas.
Seguimiento de las acciones correctivas/ preventivas, contactando al auditado
(responsable) a fin de conocer el avance de las acciones correctivas o preventivas
y su eficacia.
4.5. Desarrollo del plan de emergencias radiológicas
Durante la realización de las actividades relacionadas con la gammagrafía
industrial, se pudo identificar que los escenarios más probables, para un
accidente radiológico, se tienen el proceso de gammagrafía industrial, transporte
de material radiactivo y en los medidores de nivel.
Adicionalmente, pudo percibirse bajo nivel de conocimiento en cuanto a los
aspectos que deben tomarse en cuenta durante la activación de un plan de
emergencias radiológicas y la aplicación de procedimientos técnicos, transporte
de fuentes y control de ingreso y salida de fuentes en desuso de los almacenes
además de los roles y responsabilidades durante una emergencia o contingencia,
identificación de escenarios, clasificación de posibles de accidentes radiológicos,
planificación de la respuesta de emergencia, canales de comunicación, criterios
de intervención, tiempo de respuesta y medidas de protección en condiciones de
emergencia (Ortiz et al, 2000).
En base a lo expuesto, se elaboró una propuesta de Plan de emergencias
Radiológicas, en las actividades de gammagrafía industrial tomando en cuenta el
marco legal, normas internacionales y nacionales, y además considerando
aspectos de gestión de seguridad y salud ocupacional y gestión de la calidad,
desarrollando los siguientes instrumentos:
79
 Matriz de responsabilidades durante emergencias radiológicas, identificación
de escenarios, clasificación de posibles de accidentes radiológicos, criterios de
intervención.
 Guía para la selección y verificación de los instrumentos de detección de las
radiaciones ionizantes
 Guía para la vigilancia radiológica
 Clasificación, señalización y demarcación de las zonas de trabajo con
fuentes de radiaciones ionizantes
 Inspección del blindaje para contenedores de las fuentes radiactivas selladas
Consecutivamente, fue revisada la información contenida en las normas y
procedimientos técnicos actualizados, con el apoyo de expertos en materia de
energía nuclear (Cárdenas et al, 2013a).
PROPUESTA DE UN PLAN DE EMERGENCIA RADIOLOGICA (PER)
La innovación en la presente propuesta de Plan de Emergencias
Radiológicas, radica en la conjunción de diversas áreas, como son la protección
radiológica, la gestión para la calidad de los procesos y la gestión en seguridad y
salud laboral, de forma que este plan pueda fungir como una nueva metodología
de prevención de accidentes radiológicos, de manera sistémica, y que a su vez
sea flexible e interactivo con cualquier sistema de gestión establecido en las
empresas.
Por otra parte, este PER permite cubrir aspectos de calidad del proceso de
atención de emergencias radiológicas; cubrir aspectos de seguridad e higiene
ocupacional, al salvaguardar la integridad físicas de los TOEs y público en general
Esta propuesta fue presentada en el IX Congreso IRPA 2012 (Cárdenas et
al, 2013a), y se está implementando actualmente en una refinería de petróleo
venezolana.
80
Objetivo del PER
Proporcionar
lineamientos
para
una
efectiva
respuesta
ante
un
determinado evento o accidente que conlleve a una posible emergencia
radiológica, con la finalidad de poder resguardar la integridad física de las
personas, instalaciones y equipos.
Alcance del PER
Este procedimiento es aplicable en todas las instalaciones donde sean
llevadas a cabo actividades de gammagrafía industrial.
Generalidades del PER
 Documentos de referencias (ver tabla 4.3)
Tabla 4.3. Referencias para el PER propuesto.
Nombre del Documento
Ley orgánica de Prevención, Condicones y
Medio Ambiente de Trabajo (Lopcymat)
Norma Covenin 3299:1997. Programa de
Protección Radiológica. Requisitos.
IAEA TECDOC 953. Method for the
development
of
emergency
response
preparedness for nuclear or radiological
accidents.
IAEA TECDOC 718. Plan modelo nacional de
respuesta de emergencia para accidentes
radiológicos.
INES – Escala Internacional de sucesos
nucleares y radiológicos
Norma ISO 9001:2008. Sistemas de Gestión
de la Calidad. Requisitos.
Norma OHSAS 18001:2008. Sistemas de
Gestión de Seguridad y Salud Ocupacional.
Requisitos.
Editorial / Año
INPSASEL (2005).
COVENIN (2004).
IAEA (1997).
IAEA (2000).
IAEA (2015).
ISO (2008).
OHSAS (2008).
81
Definición de términos
 Escala INES (Internacional Nuclear Event Scale): Es una escala
internacional de sucesos nucleares y radiológicos introducida por la
OIEA para informar sobre la magnitud de un accidente nuclear, tal y
como se puede apreciar en la figura 4.11 (IAEA, 2015).
Figura 4.11. Escala INES.
 Oficial de Protección Radiológica (OPR): Es la persona responsable
de la protección radiológica durante el uso, transporte y almacenaje
de fuentes radiactivas en uso y desuso, en una determinada
instalación.
 Comité de Protección Radiológica (CPR): Se propone un comité
multidisciplinario,
generalmente
no
contemplado
en
las
organizaciones, cuyo objetivo es gestionar todo lo relacionado a la
protección radiológica durante el uso, transporte y almacenaje de
fuentes radiactivas en uso y desuso, en una determinada
instalación, formando parte del Servicio de Seguridad y Salud en el
trabajo (SSST) y apoyando al Comité de Seguridad y Salud Laboral
(CSSL). Entre sus facultades propuestas está n:
82
 Aprobar el Programa de Protección Radiológica, el Plan de
Emergencias Radiológicas y los procedimientos operativos, donde
se utilice o haya exposición a fuentes radiactivas
 Vigilar las condiciones protección radiológica
 brindar asistencia y asesoramiento a organizaciones, TOEs y
público en general
 Denunciar las condiciones inseguras y el incumplimiento de los
acuerdos que se logren en su seno en relación a las condiciones
de protección radiológica.
 Conocer y analizar los efectos biológicos de las radiaciones
ionizantes, a objeto de valorar sus causas y proponer las medidas
preventivas.
Responsabilidades del PER
De la Gerencia General y Gerencias de primer nivel
 Suministrar los recursos para el cumplimiento del Plan de
Emergencias Radiológicas.
 Promover y exigir el cumplimiento y efectividad del presente plan al
custodio de la instalación o área que contenga fuentes de
radiaciones ionizantes, a través de la rendición de cuenta del
mismo.
Del Comité de Protección Radiológica (CPR)
 Brindar apoyo al custodio, de la instalación o área que contenga
fuentes de radiaciones ionizantes, en el cumplimiento efectivo el
plan de emergencias radiológicas.
 Evaluar las notificaciones de posibles emergencias radiológicas
83
 Asumir la atención de la posible emergencia radiológica hasta que
pueda ser controlada, o en caso contrario, hasta que tome el control
el ente regulador venezolano en protección radiológica.
 Declarar el inicio y fin de la emergencia radiológica al personal
custodio de la instalación o área que contenga fuentes radiactivas.
 Asegurar que todos los trabajadores y trabajadoras de su instalación
o área, comprendan el Plan de Emergencias Radiológicas.
 Entregar un informe técnico detallado al ente regulador venezolano
en materia de protección radiológica y la gerencia general de la
empresa, sobre cualquier posible emergencia radiológica.
Del custodio de la instalación o área
 Cumplir los lineamientos establecidos en este plan, en las
instalaciones u organizaciones bajo su custodia; rindiendo cuentas
sobre la efectividad a los niveles gerenciales.
 Asegurar que todos los trabajadores y trabajadoras de su instalación
o área, comprendan el Plan de Emergencias Radiológicas.
 Comunicarse con el CPR en caso de una posible emergencia
radiológica.
 Brindar toda la cooperación que requiera el CPR.
De las organizaciones de Seguridad, Higiene y Salud Ocupacional
 Cumplir los lineamientos establecidos en este plan.
radiológica.
De los Oficiales de Protección Radiológica
 Cumplir los lineamientos establecidos en este plan.
radiológica.
84
De los trabajadores
 Cumplir con los lineamientos establecidos en el presente plan.
 Comunicarse con el personal custodio de la instalación, en caso que
detecte algún posible evento radiológico.
 Seguir las instrucciones que le indique el personal custodio de la
planta, CPR u organizaciones de apoyo (Seguridad, Higiene y
Salud
Ocupacional),
en
caso
de
una
posible
emergencia
radiológica.
Requisitos generales
Materiales, herramientas y equipos
 Equipos: Detector Geiger-Müller, dosímetros personales, contador
de neutrones, pinzas telescópicas, barreras plomadas
 Planos de la instalación a evaluar
Precauciones de seguridad e higiene
 Utilice los equipos de protección personal: casco de protección,
lentes de protección (transparentes claros u oscuros, de acuerdo al
peligro presente), protector auditivo tipo orejera o tapón, respirador
contra vapores y partículas tóxicas, braga ignífuga, guantes de
carnaza, botas de protección modelo Brodekin, zapatos de
seguridad corte medio o cualquier otro que sea identificado en el
análisis de riesgo del trabajo a ejecutar.
 Revise el buen funcionamiento del equipo antes de su uso.
85
Escenarios para la ejecución del PER: Existen diversos escenarios de
emergencias radiológicas en el CRP:
 Escenario 1 - nivel 0 de la escala INES: Se pierde o es robado
material radiactivo durante el transporte
 Escenario 2 - nivel 0 de la escala INES: La fuente radiactiva queda
fuera del blindaje de transporte o contenedor durante una operación
rutinaria de gammagrafía industrial
 Escenario 3 - nivel 0 de la escala INES: Dispersión de material
radiactivo, durante transporte o almacenamiento, pudiendo provocar
contaminación de áreas o personas
 Escenario 4 - nivel 1 en adelante de la escala INES: Incendio. La
Autoridad Reguladora Venezolana de Protección Radiológica debe
tomar el control de la situación
El CPR puede controlar solamente eventos nivel 0, siempre y cuando
cuente con los recursos necesarios. En caso de no poder controlar la situación, la
Autoridad Reguladora Venezolana de Protección Radiológica debe tomar el
control, ya sea en cualquiera de los niveles desde el 0 hasta el 7, de la escala
INES.
Desarrollo del PER: Ejecución del Plan de Emergencias Radiológicas.
 Cualquier trabajador puede detectar la posibilidad de emergencia
radiológica
 El trabajador debe informar sobre la posible emergencia radiológica
al personal custodio de la instalación
 El
personal
custodió
de
la
instalación
debe
comunicarse
inmediatamente con el Oficial de Protección Radiológica (OPR) del
Comité de Protección Radiológica (CPR).
 El OPR y el resto del equipo CPR se dirige al lugar de la posible
emergencia y evalúa la situación, de acuerdo a la escala INES

El CPR declara la emergencia radiológica, previa evaluación en sitio
del evento. NOTA: En caso que no se declare la emergencia
radiológica, el CPR simplemente notifica verbalmente y por escrito
86
(correo electrónico u otros) al personal custodio que no hay peligro
alguno.
 En caso de ser declara la emergencia radiológica, se desaloja todo
el personal de la instalación, bajo indicación del CPR y con la
colaboración del custodio de la instalación y las organizaciones de
apoyo, las cuales son: Seguridad, Higiene, Salud Ocupacional.

El CPR, con la cooperación del personal custodio de la instalación,
las organizaciones de apoyo y OPR, deben atender la emergencia,
siempre y cuando cuenten con los recursos necesarios (materiales,
herramientas y equipos):
Si se puede controlar la emergencia radiológica:
 El CPR declara finalizada la emergencia al personal custodio de la
instalación y las organizaciones de apoyo (Seguridad, Higiene y
Salud Ocupacional)
 El CPR notifica por escrito a la Autoridad Reguladora Venezolana de
Protección Radiológica, sobre la emergencia ocurrida
 El CPR entrega a la Gerencia General de la empresa y a la
Autoridad Reguladora Venezolana de Protección Radiológica un
informe técnico detallado sobre la emergencia radiológica.
Si no se puede controlar la emergencia radiológica:
 El CPR notifica a la Autoridad Reguladora Venezolana de Protección
Radiológica sobre la emergencia, y vigila la restricción del ingreso a
la instalación afectada de personas hasta que la autoridad asuma la
atención de la emergencia
 La Autoridad Reguladora Venezolana de Protección Radiológica
asume la atención de la emergencia, junto a la cooperación del
CPR, organizaciones de apoyo y OPR de la empresa contratista (si
aplica).
87
Figura 4.12. Flujograma del PER.
Esta propuesta de PER permite llevar un control sobre la gestión de
manejo, almacenaje y transporte de fuentes radiactivas, y también sobre las
medidas de acción ante incidentes y accidentes radiológicos, de forma segura,
bajo una perspectiva de calidad del proceso y mitigación del riesgo operacional.
88
Un ejemplo de aplicación sobre la utilidad de este plan, se tiene en el caso
de Turmero de 2010.
Al momento de detectarse la posible emergencia radiológica, debido a la
pérdida de la fuente radiactiva, se hubiese informado al personal custodio de la
estación de servicio, donde se llevaba a cabo la gammagrafía industrial.
El personal custodio informaba al Comité de Protección Radiológica (CPR)
de los responsables de la ejecución de la actividad; el CPR hubiese evaluado la
situación y declarado la emergencia, informando a los trabajadores no
involucrados en la actividad; en caso que alguno la hubiese tomado, al tener
conocimiento del nivel de riesgo de lo que consiguió hubiese informado de
inmediato, evitando la prolongación del tiempo de manipulación directa de la
fuente con las manos, de manera considerable; se hubiesen llevado a un centro
de atención médica a los trabajadores que estuvieron expuestos a la fuente; se
hubiese acordonado el lugar, hasta culminar las labores de atención de la
emergencia.
Una vez finalizada las labores de atención se hubiese informado la
finalización de la emergencia y el desarrollo de los informes técnicos a los entes
reguladores en seguridad y salud laboral y protección radiológica.
Lo más probable es que los trabajadores, al no haber tenido mucho tiempo
de contacto directo con la fuente, debido a que están capacitados para reconocer
una fuente radiactiva y alertar rápidamente cualquier situación anormal, no
hubiesen tenido consecuencias del tipo determinístico, evitando exposiciones
más severas.
El presente sistema de localización de material radiactivo, en caso de
traslado, permitió monitorear, instante a instante (con una incertidumbre de 5
minutos), la actividad y ubicación de una determinada fuente, a través de un GPS
89
integrado, reduciendo la probabilidad de pérdida y de posibles accidentes
radiológicos fatales, no
fatales, leves, incidentes (TOE
y/o público) o
consecuencias ambientales (ver figura 4.13).
Figura 4.13. Sistema de Rastreo Móvil de Fuentes Radiactivas (SRF): (a)
Contador Geiger; (b) Extensor del contador Geiger; (c) Sensor de posicionamiento
del SRF; (d) Cargador de auto del SRF; (e) Microcontrolador del SRF.
El dispositivo diseñado está integrado por 4 etapas funcionales: un
receptor GPS (Global Positioning System) para determinar las coordenadas
geográficas del punto de medición; memoria interna de almacenamiento temporal
de
datos
y
un
modulo
GSM/GPRS
(Global
System
for
Mobile
Communications/General Packet Radio Service) para la transmisión de datos. El
núcleo del sistema es un microcontrolador, el cual se encarga de controlar todos
los procesos de manera automática (Cárdenas et al, 2014).
Se creó un programa con las instrucciones que dicho microcontrolador
debe ejecutar, en el orden especifico, el cual fue luego escrito en su memoria no
volátil. Debido a la complejidad a nivel de hardware para realizar este dispositivo,
90
se utilizaron dos módulos comerciales, los cuales cuentan con la mayoría de los
elementos necesarios para esta aplicación, ya interconectados entre sí.
El primer modulo es el “PIC32 Ethernet Starter Kit” el cual cuenta con el
microcontrolador (ver figura 2a), mientras que el segundo modulo es el “Machineto-Machine (M2M) PICtail Daughter Board” en el cual se encuentran el receptor
GSM y el transmisor/receptor GSM/GPRS (ver figura 4.14).
Figura 4.14. Módulo microcontrolador “PIC32 Ethernet Starter Kit” (a) y módulo
Machine-to-Machine (M2M) PICtail Daughter Board (b).
Ambos
módulos
son
producidos
por
la
empresa
Microchip.
Adicionalmente, fueron construidos en la Universidad Simón Bolívar, es decir "en
casa" la tarjeta con los elementos de acondicionamiento de la señal salida del
medidor de radiación así como las tarjetas de alimentación y de interconexión.
El
microcontrolador
presente
en
el
modulo
es
el
modelo
PIC32MX795F512L, el cual funciona a una velocidad de reloj de 80 MHz, posee
85 pines de entra y salida, 512 Kb de memoria de programa y 128 Kb de
memoria RAM. El modulo GSM/GPRS es el “LEON-G200” producido por la
empresa UBLOX el cual tiene una sensibilidad mayor a los -109 dBm, posee una
puerta de comunicación serial, se comunica mediante comandos AT y soporta los
protocolos IP, UDP, TCP, FTP, HTTP y SMTP.
91
Finalmente, el modulo GPS es el “NEO-6Q” también de la empresa UBOX
el cual posee una puerta de comunicación serial la cual puedes ser conectada
directamente modulo “LEON-G200”, tiene una sensibilidad mayor a los -162 dBm
y puede trabajar ya se en modo autónomo o asistido.
Para poder acceder a la red GSM, en el modulo M2M se debe instalar una
tarjeta SIM (en el porta-SIM presente en `el modulo) de un proveedor local, el
cual ofrezca el servicio de transmisión de paquetes de datos GPRS, de modo
que el dispositivo sea capaz de transmitir los datos a través de esta red de
comunicación hasta el servidor de correo electrónico.
En la figura 4.15 se presenta una imagen del dispositivo de adquisición
(a), la tarjeta de interconexión (b) y el dispositivo de transmisión de datos final (c).
Figura 4.15. El dispositivo de adquisición (izquierda) y transmisión de datos
(derecha), junto a la tarjeta de interconexión (parte central), la alimentación y
acondicionamiento de la señal (a la izquierda).
92
Los pulsos eléctricos fueron generados en consecuencia por la radiación
absorbida, procesados por un micro-controlador, almacenado junto con las
coordenadas geográficas del punto de medición y luego trans mitidos. Este
proceso se realizó en un intervalo de tiempo preestablecido.
En la Figura 4.16 se resume el procedimiento de consecución y reporte de
datos, a través del esquema del sistema de adquisición y transmisión de datos.
Figura 4.16. Esquema del sistema de adquisición y transmisión de datos: Monitor
(A); Registro de Datos (B); envío vía celular (C); recepción vía e-mail (D);
elaboración de una tabla de datos (E); producción del mapa radiológico (F).
Finalmente, los datos fueron enviados a la siguiente dirección de correo
electrónico: [email protected]. En la tabla 4.4 se presenta un ejemplo
de datos recibidos del sistema.
93
Tabla 4.4. Datos enviados por el SRF vía correo electrónico. Ejemplo de
datos recibidos: en la primera columna el remitente, día y fecha; en las otras la
secuencia de datos hora, fecha, coordenadas geográficas Norte (N) / Oeste (W),
altura (metros sobre el nivel del mar m/sl), velocidad del viento en nudos (knots) y
cuentas por minuto (counts/min)
From:
[email protected]
SRMR Data
Message
Monday, November 10, 2014
17:16:44
17:17:44
11-10-14
11-10-14
10 30 19,4311 N
10 30 26,6308 N
66 52 48,761 W
66 52 44,3847 W
929.6 m/sl
937.0 m/sl
7.998 knots
10.642 knots
0 counts/min
0 counts/min
17:19:44
17:20:44
11-10-14
11-10-14
10 30 35,5810 N
10 30 34,7021 N
66 52 42,9785 W
66 52 40,7519 W
988.1 m/sl
968.6 m/sl
0.843 knots
9.019 knots
0 counts/min
0 counts/min
Los datos de las coordenadas geográficas y el numero de cuentas forman
la tabla de datos que permitió monitorear una fuente y evitar que ésta se
perdiera, así como también pudo utilizarse en conjunto con por el programa
Surfer-8TM para elaborar mapas de niveles de radiación ambiental (ver figura
4.17).
94
Figura 4.17. Sistema de Rastreo Móvil de Fuentes Radiactivas (SRF): (a) sensor
en el techo del automóvil utilizado en las pruebas piloto; (b) Contador Geiger y
microcontrolador del SRF; (c) Extensor del contador Geiger y una fuente de
prueba de baja actividad y (d) Microcontrolador del SRF dentro del automóvil.
4.4. Análisis costo-beneficio de la aplicación de los métodos de prevención
de riesgos propuestos en el proceso de gammagrafía industrial
Los pasos usuales en protección radiológica para las actividades relativas
a la gammagrafía industrial, pueden observarse en la figura 4.18.
95
Figura 4.18. Pasos usuales de protección radiológica en el proceso de
De esta figura pudieron analizarse tres principales escenarios:
 Escenario 1 (flechas verdes): se cumplen todos los pasos, con un
nivel de riesgo bajo y costos de inversión en protección radiológica
elevados
 Escenario
2
(flechas
amarillas):
se
obvian
algunos
pasos
frecuentemente, incidiendo en un nivel de riesgo alto y costos de
protección radiológica a mediana escala
 Escenario 3 (flechas rojas): se obvian casi en su totalidad el número
de pasos, con la finalidad de disminuir al máximo los costos de
protección radiológica, pero incidiendo en un nivel de riesgo muy alto
Estos referidos escenarios indican que a medida que disminuye la
inversión en protección radiológica (costo de la protección, mantenimiento y
seguimiento), de forma exponencial, aumenta el riesgo de consecuencias
negativas a los TOEs y público en general (detrimento de la salud), de forma
96
lineal ascendente, y además puede ser apreciado un punto de equilibrio (S 0), en
el cual los costos de
la protección y los costos por detrimento de la salud,
alcanzan un balance costo-beneficio, tal y como se muestra en la figura 4.19
(Ahmed y Daw, s.f).
Figura 4.19. Costos en pasos de protección radiológica vs. Detrimento de la salud
de TOEs y público en general, en el proceso de gammagrafía industrial.
Adicional a los costos que implica el establecimiento de los pasos en
protección radiológica, se tienen los costos por concepto de posibles
indemnizaciones.
A continuación se muestra un estudio de estimación de
indemnización a un trabajador, de acuerdo a lo establecido en la Ley Orgánica de
Prevención, Condiciones y Medio Ambiente de Trabajo, Lopcymat (República
Bolivariana de Venezuela, 2005), en caso de un accidente radiológico, de
acuerdo a tipo de consecuencias (ver tabla 4.5).
97
Tabla 4.5. Indemnizaciones estimadas para un TOE, en caso de un accidente
radiológico.
La indemnización salarial equivalente por el trabajador afectado, en caso
de un accidente radiológico, puede ser desde 1 a 7 años de su salario,
equivalentes a un rango de 10.280 hasta 17.990 U.T, dependiendo del tipo de
consecuencia (discapacidad para trabajar).
Es importante subrayar que la Lopcymat establece en sus artículos 118,
199 y 120 las sanciones por incumplimiento de condiciones de seguridad y salud
laboral no solamente por el trabajador afectado, sino también por los
trabajadores expuestos, las cuales pueden ser desde 25 hasta 100 U.T de multa
por cada uno de ellos (República Bolivariana de Venezuela, 2005).
De esta manera, se tiene que los costos totales por evadir pasos en
protección radiológica, son la sumatoria de los costos de las medidas de
protección, costos de indemnización a un trabajador afectado y costos por
incumplimiento de condiciones de seguridad y salud laboral, el cual se obtiene
sumando el valor sancionatorio a todos los trabajadores expuestos; de dicho
total, puede ser apreciado que la inversión de medidas de protección al final es
mucho menor que los costos por detrimento de la salud (costos totales).
En vista que el número de pasos incide en el aumento o disminución de
costos, las acciones deben orientarse a la disminución de dichos pasos, de forma
tal que fuese alcanzado el punto de equilibrio antes mencionado.
Los métodos propuestos de protección radiológica, en el proceso de
gammagrafía industrial, para la presente tesis de grado, permiten una
98
disminución del número de pasos y al mismo tiempo reducen el nivel de riesgo,
en TOEs y público en general (ver figura 4.20).
Figura 4.20. Pasos propuestos de protección radiológica en el proceso de
La propuesta es del tipo sistémico, de forma tal que para los
requerimientos de realizar una determinada gammagrafía industrial, los pasos
puedan interactuar entre sí.
Es por ello que contar un programa de protección radiológica, normas
técnicas,
procedimientos, equipos, accesorios,
monitoreo,
mantenimiento
(preventivo y correctivo), experiencia operacional de los TOEs, plan de auditorías
técnicas, plan de emergencias radiológicas, simulaciones de eventos (que
permitan crear en los TOEs y público conciencia sobre los efectos de las
radiaciones, en las capacitaciones), bajo un marco de gestión de la calidad y
seguridad y salud ocupacional, pueden permitir resultados de trabajo conformes
a los requerimientos, con el mínimo nivel de riesgo ocupacional.
Otros elementos propuestos son el CPR (Comité de Protección
Radiológica) y las unidades de apoyo, los cuales apalanquen de manera más
eficaz la ejecución de las actividades de
gammagrafía industrial y posibles
99
emergencias radiológicas, y permitan que estos pasos se puedan retroalimentar
de información que incida en mejoras continuas del proceso.
Por último, la aplicación de los pasos propuestos permite alcanzar un
punto de equilibrio costo-beneficio, al ser menos pasos para la ejecución segura
de la actividad.
Un ejemplo de aplicación sobre la utilidad de estos pasos (método de
reducción de riesgo) propuestos, se tiene en el caso de Turmero de 2010.
Al momento de llevarse a cabo los pasos de protección radiológica, de
manera
efectiva,
los
costos
por
detrimento
de
la
salud
y
posibles
indemnizaciones a los TOEs hubiesen tendido a la baja, evitando que la empresa
que provee el servicio de gammagrafía industrial hubiese tenido que asumir en
gastos de atención médica, traslado al Hospital Percy (en Francia), tratamiento
médico y posibles indemnizaciones posteriores, lo cual representó un costo
evidentemente superior al que hubiese significado implementar los pasos
propuestos de protección radiológica.
100
CAPÍTULO V: CONCLUSIONES Y RECOMENDACIONES
El presente Trabajo de Grado permitió el desarrollo de diversos métodos
de prevención en el proceso de gammagrafía industrial, con el objeto de reducir
el nivel de riesgo ocupacional. Las inferencias de los resultados presentados,
generó
diversas
conclusiones
y recomendaciones, a
ser expuestas
a
continuación.
5.1. Conclusiones

Con el desarrollo de los métodos (pasos) propuestos de protección
radiológica, en el proceso de gammagrafía industrial, para la presente
tesis de grado, se logró una reducción del nivel de riesgo, en TOEs y
público en general, en base a un análisis costo-beneficio, permitiendo
lograr un punto de equilibrio entre los costos de inversión para la
implementación de dichos pasos y un control de los niveles de riesgos
ALARA, es decir, tan bajos como sean posibles.

La innovación en la propuesta de Plan de Emergencias Radiológicas,
radicó en la conjunción de diversas áreas, como son la protección
radiológica, la gestión para la calidad de los procesos y la gestión en
seguridad y salud laboral, de forma que este plan pueda fungir como
una nueva metodología de prevención de accidentes radiológicos, y
que a su vez sea flexible e interactivo con cualquier sistema de gestión
establecido en las empresas.

Además pudo ser verificada la efectividad del Sistema de Rastreo
Móvil de Fuentes Radiactivas (SRF), en la trazabilidad de fuentes
101
radiactivas huérfanas, al poder informar el sistema por correo
electrónico cualquier descenso abrupto en el número de cuentas por
minuto, lo cual indica que la fuente no se encuentra en el blindaje y
además permite saber las coordenadas de su ubicación, de forma tal
que el proceso de rescate sea más rápido y efectivo, en comparación
con los métodos tradicionales.

El programa VMC, a través del método de simulación Monte Carlo,
pudo calcular la dosis absorbida en órganos y tejidos, dentro de una
incertidumbre de 20%, con los cual se demostró su utilidad en la
promoción de la cultura preventiva en TOEs y público en general.

La propuesta de modelo de auditoría, al proceso de gammagrafía
industrial, permitió evaluar integralmente dicho proceso y garantizar
que fuese conforme a los requisitos de protección radiológica,
seguridad y salud laboral y gestión de la calidad.

El factor "Buildup" en el cálculo de densidad radiográfica, dosis y
blindaje, permite que sea un factor de corrección que brinda resultados
más cercanos a la realidad

La propuesta del Comité de Protección Radiológica (CPR) permitió
demostrar que puede ser de gran utilidad y apoyo al Comité de
Seguridad y Salud Laboral de una organización, para la promoción,
prevención y vigilancia en materia de protección radiológica, y por
ende proteger la vida y la salud de los trabajadores ocupacionalmente
expuestos (TOEs) y público en general.

Los resultados de las encuestas, aplicadas al inicio de la investigación,
reflejaron la necesidad de los TOEs de promover un proceso de
actualización de
normas
y procedimientos
técnicos, formación
(capacitación) e implementación de pasos de protección radiológica,
que les permitiese poder desarrollar la actividad de gammagrafía
industrial de manera segura y confiable.
102
5.1. Recomendaciones

Los métodos propuestos de protección radiológica, en el proceso de
gammagrafía industrial, para la presente tesis de grado, permiten una
disminución del número de pasos con resultados ALARA, es decir
reduciendo el nivel de riesgo tan bajo como sea factible (microriesgos),
en TOEs y público en general, cumpliendo además con el marco legal
y técnico en materia de protección radiológica, seguridad y salud
ocupacional y gestión de la calidad.

El compromiso de cultura preventiva de los supe rvisores debe quedar
plasmado en una política interna de la organización que desarrolle
actividades de gammagrafía industrial, elogiando el trabajo seguro y no
tolerando los atajos inseguros “porque nada va a ocurrir”, así como el
uso de las fuentes, equipos y accesorios solamente a TOEs
capacitados y autorizados,..

Debe ser evaluada la factibilidad de rediseño de bragas (overoles)
industriales, sin bolsillos, de forma tal que la probabilidad de guardar
una fuente en alguno de los bolsillos sea prácticamente nula y brinde
seguridad a los TOEs y trabajadores no relacionados con las
actividades de gammagrafía industrial.

Como parte de las mejoras continuas, deben ser aplicadas técnicas
que permitan conocer las opiniones de los TOEs, tales como
encuestas y conversatorios, con el objeto de que ellos se sientan
partícipes de las medidas de reducción de riesgo.

Debe ser utilizado el factor Buildup en el cálculo de dosis, blindaje y
densidad radiográfica, con el objeto de obtener valores más cercanos
a la realidad.
103

Se sugiere que otros estudios sean efectuados, como continuación de
esta Tesis de Grado, para desarrollar nuevos métodos de prevención
(pasos), desde el punto de vista de protección radiológica (nivel de
protección ALARA), gestión de la calidad y seguridad y salud
ocupacional, con la finalidad que puedan ser más efectivos en la
reducción de riesgo, en el proceso de gammagrafía industrial, desde
una perspectiva costo-beneficio.
104
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108
ANEXOS
ANEXO 1. Implementación de medidas de protección radiológica en las prácticas
de gammagrafía industrial en una refinería de petróleo . Artículo presentado en el
Simposio Internacional sobre Protección Radiológica. Cuzco, Perú. 2012.
109
ANEXO 2. Modelo de auditoría para el proceso de gammagrafía industrial en
refinerías de petróleo. Artículo presentado en el IX Latin American IRPA Regional
Congress on Radiation Protection and Safety. Rio de Janeiro, Brasil. 2013.
110
ANEXO 3. Experiencias en el desarrollo de un plan de emergencia radiológica en
un centro de refinación de petróleo. Artículo presentado en el IX Latin American
IRPA Regional Congress on Radiation Protection and Safety. Rio de Janeiro,
Brasil. 2013. El presente artículo fue ganador de una beca ofrecida por la OIEA,
debido a su aporte a la protección radiológica.
111
ANEXO 4. Risk reduction measures in industrial radiography related to oil refining
industry. Artículo presentado en el X International Symposium on radiation
Physics. Tuxtla, México. 2014.
112

REPÚBLICA BOLIVARIANA DE VENEZUELA

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