MANUAL DE RADIOPROTECCIÓN

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1 Página 1 de 79 ESTE MANUAL INCLUYE LAS NORMAS BÁSICAS DE TRABAJO EN LA INSTALACIÓN RADIACTIVA DE LA UNIVERSIDAD DE MALAGA José Acosta Mira Sergio Cañete Hidalgo Laboratorio de Radioisótopos SERVICIOS DE.

2 Página 2 de 79 PREFACIO Este manual, realizado para facilitar el trabajo de los usuarios de la Instalación Radiactiva de la Universidad de Málaga, incluye conceptos generales de radioprotección y las normas básicas del laboratorio de radioisótopos de la Instalación Radiactiva de la Universidad de Málaga. AGRADECIMIENTO Algunas de las ilustraciones presentes en el texto proceden de páginas web de organismos oficiales lo que se indica en la referencia a pie de la ilustración.

3 Página 3 de 79 ÍNDICE INTRODUCCIÓN... 6 PARTE 1. CONCEPTOS BÁSICOS SOBRE RADIACTIVIDAD I.1.- RADIACIONES IONIZANTES I.2.- LAS SUSTANCIAS RADIACTIVAS. RADIACIONES NUCLEARES I ESTRUCTURA DE LA MATERIA I ISÓTOPOS, ISÓTONOS, ISÓBAROS e ISÓMEROS I.3.- DESINTEGRACIONES RADIACTIVAS I DESINTEGRACIÓN α: I.3.2.-DESINTEGRACIÓN BETA I Desintegración β I Desintegración β I Captura Electrónica I.3.3.-RADIACIÓN γ: I RAYOS X: I RADIACIÓN DE NEUTRONES: I.4.- MAGNITUDES Y UNIDADES RADIOLÓGICAS I.4.1.-ACTIVIDAD I.4.2.-EXPOSICIÓN I.4.3.-DOSIS ABSORBIDA I.4.4.-DOSIS EQUIVALENTE I.5.-EFECTOS BIOLÓGICOS DE LA RADIACIÓN IONIZANTE I.6.-DETECCIÓN DE LA RADIACTIVIDAD... 30

4 Página 4 de 79 PARTE 2. RADIOPROTECCIÓN II.1.-INTRODUCCIÓN II.2.-BASES DE LA PROTECCIÓN II.3.-IRRADIACIÓN Y CONTAMINACIÓN II.4.-PROTECCIÓN FRENTE A LAS RADIACIONES II.5.-DOSIMETRÍA II CONTROL DOSIMÉTRICO DEL AMBIENTE. DOSIMETRÍA DE ÁREA II DOSIMETRÍA PERSONAL II LÍMITES DE DOSIS II PROTECCIÓN ESPECIAL DURANTE EL EMBARAZO Y LA LACTANCIA II.6.- CLASIFICACIÓN Y DELIMITACIÓN DE ZONAS PARTE 3.- NORMAS DE TRABAJO EN EL LABORATORIO DE RADIOISÓTOPOS III.1.- INTRODUCCIÓN III.2.- USUARIOS DE LA INSTALACIÓN III.3.- COMPRAS DE MATERIAL RADIACTIVO III.4.- HORARIOS DE TRABAJO III.5.- NORMAS GENERALES DE TRABAJO III RIESGO BIOLÓGICO III CONTROL DE LA CONTAMINACIÓN III.6.- MONITORES DE CONTAMINACIÓN Y RADIACIÓN: III MANEJO DE LOS MINIMONITORES: III ENSAYO DE FROTIS PARA DETECTAR TRITIO (H-3) III.7.- TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO

5 Página 5 de 79 III.8.- DOSIMETRÍA III.9.- USO DE EQUIPOS DEL LABORATORIO III CONTADORES DE CENTELLEO III MUESTRAS DE FRÍO O CONGELADAS III.9.3.-HORNOS DE HIBRIDACIÓN III.9.4.-SECADOR DE GELES III.10.- INCIDENTES CON MATERIAL RADIACTIVO III INCIDENTES Y PROTOCOLOS DE ACTUACIÓN III DESCONTAMINACIÓN III.11.- GESTIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS III Residuos de P III Residuos de vida media corta III Residuos con isótopos de vida media o larga (H-3, C-14, S-35).55 III Residuos de Cs-137 o similares (emisores gamma) ANEXO I.- LEGISLACIÓN APLICABLE ANEXO II.- GLOSARIO ANEXO III.- FICHAS TÉCNICAS DE ISÓTOPO...70 ENLACES DE INTERÉS... 79

6 Página 6 de 79 INTRODUCCIÓN El descubrimiento de la radiactividad es relativamente reciente. En noviembre de 1895 Röentgen, mientras experimentaba con rayos catódicos, descubre los rayos X, radiaciones que presentan una serie de propiedades desconocidas hasta ese momento. Se trata de ondas electromagnéticas originadas por el choque de electrones con un determinado material, en el interior de un tubo de vacío. Este descubrimiento le reportó el Nobel de Física en Henri Becquerel en febrero de 1896, interesado en el descubrimiento de Röentgen, intenta averiguar si algunos materiales expuestos a la radiación solar son capaces de emitir rayos X. La ausencia de sol el día del experimento hace que Becquerel guarde el material a ensayar, un mineral de uranio, en un cajón junto con unas placas fotográficas debidamente protegidas de la luz. Al día siguiente, las placas fotográficas estaban veladas como si hubiesen estado expuestas a radiación similar a los rayos X. Dicha radiación provenía del mineral. En este campo comienza a investigar el matrimonio Curie, los grandes protagonistas en estos inicios en el campo de la radiactividad. Así, el matrimonio Curie, hacia el año 1898, descubre nuevas sustancias con la misma propiedad y consiguen aislar nuevos elementos radiactivos a los que bautizaron con los nombres de Radio, nombre del que se deriva el de radiactividad, y Polonio, en honor a Polonia patria de Marie Curie. El matrimonio Curie recibió en 1903 junto a Becquerel el Nobel de Física por sus aportaciones al conocimiento de las radiaciones del Uranio. Posteriormente, se le concedió, en 1911, a Marie Curie el premio Nobel de Química por su descubrimiento sobre los nuevos elementos radiactivos que marcan el comienzo de un nuevo campo para la ciencia: la radiactividad y la energía atómica.

7 Página 7 de 79 La evolución de la energía atómica es impulsada por los sucesivos descubrimientos entre los que cabría destacar: La teoría de la relatividad de Albert Einstein (1905). Los trabajos de Ernest Rutherford (1911), quien por una parte consigue distinguir los tres tipos de radiaciones existentes, alfa, beta y gamma, y por otra parte propuso también un modelo atómico. En este modelo el átomo está formado por un núcleo con carga positiva donde se encuentra prácticamente toda la masa del átomo y en torno a éste, como un pequeño sistema planetario, se encuentran los electrones con carga negativa y masa prácticamente inapreciable. El descubrimiento en 1934 de la radiactividad artificial por Irene y Federico-Curie a los que se otorga el premio Nobel en Fisión nuclear por Otto Hahn (1939). La construcción y puesta en marcha del primer reactor nuclear en 1942, denominado Chicago I, realizada por Enrico Fermi A partir de esta fecha los usos y aplicaciones de la radiactividad han sido numerosas, pero también se hizo evidente que el uso de la radiactividad representa un riesgo. Existe el riesgo derivado del mal uso de este fenómeno ya puesto de manifiesto por Pierre Curie en 1903 a la recogida del Premio Nobel donde dijo: No es difícil concebir que en manos criminales el radio pueda ser muy peligroso. También se preguntó sobre la utilidad del conocimiento sobre los secretos de la Naturaleza para al final decir Yo pienso que los nuevos descubrimientos acarrearán más beneficios que daños a la Humanidad. Por otra parte existe un riesgo de daño biológico por el uso de la radiación ionizante, puesto de manifiesto por la aparición de cánceres y leucemias en los primeros investigadores que trabajaron con material radiactivo, en médicos usuarios de rayos X y por los efectos a largo plazo de las primeras explosiones atómicas.

8 Página 8 de 79 Actualmente las radiaciones ionizantes son utilizados en numerosos campos científicos e industriales, tantos que una relación detallada sería muy extensa. Específicamente las áreas de la medicina y la investigación biomédica encuentran en las radiaciones ionizantes una de las herramientas más versátiles y útiles. Los niveles de radiactividad que se usan en los trabajos de investigación son evidentemente limitados pero, al igual que ocurre con otras herramientas utilizadas en investigación, las radiaciones ionizantes son potencialmente peligrosas. Por esto se han desarrollado una serie de organizaciones de carácter mundial, europeo y nacional (AIEA, ICRU, ICRP, EURATOM, CSN,...) que establecen normas y legislación, reglas de protección que gobiernan todos los usos de las radiaciones ionizantes y tienen como propósito asegurar que éstos se lleven a cabo con las máximas garantías de seguridad y protección, tanto para el personal como para bienes materiales y el medioambiente. Es fundamental realizar un estricto seguimiento, siempre dentro del ámbito legal establecido, de estas normas y procedimientos de protección. El presente Manual tiene como propósito el proporcionar la información básica necesaria en los aspectos de seguridad y radioprotección para trabajar con radiaciones ionizantes en una instalación radiactiva como la de la Universidad de Málaga. En primer lugar se hace una breve revisión teórica sobre la radiactividad, a continuación se describen los conceptos básicos de radioprotección de acuerdo con las reglas y procedimientos establecidos por las organizaciones ya mencionados. En la parte 3 se adjuntan las normas básicas de trabajo en el laboratorio de Radioisótopos que pertenece a la Instalación Radiactiva de la Universidad de Málaga. Estas normas recogen las conceptos básicos expuestos previamente sobre la radiactividad y los niveles máximos admisibles de exposición y deben ser observados rigurosamente por todos los usuarios, investigadores, estudiantes y trabajadores profesionalmente expuestos, que trabajen en las citadas instalaciones de la Universidad de Málaga.

9 Página 9 de 79 La Universidad de Málaga cuenta con supervisores, profesionales en el ámbito de la protección radiológica, que entre otros tienen como objetivo la dirección y vigilancia de todos los aspectos relacionados con la protección radiológica en la instalación radiactiva de la Universidad de Málaga.

10 Página 10 de 79 PARTE 1. CONCEPTOS BÁSICOS SOBRE RADIACTIVIDAD Llamamos radiación a la energía que se propaga a través del espacio. Dentro de este concepto se incluyen, entre otros, a las radiaciones no ionizantes, como la luz visible o infrarroja, o las ondas de radio, y a las radiaciones ionizantes. I.1.- RADIACIONES IONIZANTES Se define una radiación como ionizante cuando al interaccionar con la materia tiene suficiente energía para producir la ionización de la misma, es decir, origina partículas con carga eléctrica (iones). El origen de estas radiaciones es siempre atómico, se producen tanto en el núcleo del átomo como en los orbitales y pueden ser de naturaleza corpuscular (partículas subatómicas que se mueven a altas velocidades) o electromagnética, rayos X, rayos gamma (γ), caracterizada por tener una energía fotónica muy elevada. Clases de radiaciones. Las principales clases de radiaciones ionizantes son: La emisión de partículas nucleares alfa, beta y neutrones La radiación electromagnética gamma de origen nuclear La emisión de rayos X Origen de las Radiaciones Ionizantes. Dependiendo del origen podemos distinguir entre radiactividad natural y radiactividad artificial La radiactividad natural siempre está presente en el medio ambiente, tanto de origen cósmico como procedente de los materiales radiactivos existentes en la naturaleza. El ser humano ha estado expuesto a las radiaciones ionizantes desde el comienzo de los tiempos. El conjunto de radiaciones naturales se conoce como radiación de fondo

11 Página 11 de 79 (Fondo),que depende de numerosos factores como el lugar de residencia, la altitud, materiales de construcción, la composición del suelo y otras. Recibimos continuamente esa radiación, ingerimos a diario productos que contienen cantidades muy pequeñas de sustancias radiactivas y todos los seres vivos acumulamos pequeñas cantidades de algunos isótopos radiactivos. La radiactividad artificial es la que se produce por la intervención humana, aunque su fuente sea natural, para obtener beneficios que, obviamente, tienen que ser superiores al riesgo que representan. Actualmente el uso de radiaciones ionizantes se extiende a campos muy diversos: medicina, tanto en el diagnóstico como en los tratamientos clínicos, investigación, obtención de energía, radiografías industriales, en la agricultura y otros muchos. Fuentes de Radiaciones ionizantes Las fuentes de radiaciones ionizantes son naturales, como los isótopos radiactivos y los rayos cósmicos procedentes del espacio, y artificiales, como los generadores de radiación. Los generadores de radiación son equipos en los que partículas cargadas se aceleran mediante campos eléctricos hasta producir radiación ionizante. En unos casos el objetivo del equipo es producir la radiación, como en el caso de los equipos de rayos X y en otros muchos, como la microscopía electrónica, la radiación ionizante se produce como efecto secundario indeseable. Del conjunto de fuentes radiactivas a las que nos encontramos sometidos el mayor porcentaje de dosis recibida procede de la radiactividad natural. La figura siguiente muestra la distribución de la dosis por las distintas fuentes.

12 Fecha: Sep205 Página12de79 I.2.- L AS SU ST AN C I AS R AD I AC T I V AS. R AD I AC I O NE S NU CL E AR ES I ESTRUCT URA DE LA M ATERI A El átomo consta de un núcleo, que está formado por protones con carga positiva y neutrones y una corteza, formada por electrones con una masa muy pequeña y cargados negativamente. El número y la carga de los electrones es igual que la de los protones, de forma que el átomo resulta neutro y la masa se concentra prácticamente en el núcleo. El número atómico Z, que corresponde al número de protones, define la posición en la tabla periódica, qué elemento es y sus características químicas. El número total de nucleones (protones y neutrones) existentes en el núcleo recibe el nombre de número másico (A). La diferencia entre el número másico y el número atómico, A-Z, nos da el número de neutrones contenidos en el núcleo atómico. Partícula M asa (uma) M asa (g) Carga e - 0, , p o p + 1,0073 1, N 1,0087 1, Neutro

13 Página 13 de 79 I ISÓTOPOS, ISÓTONOS, ISÓBAROS e ISÓMEROS En función de las características físicas de los elementos químicos podemos distinguir entre isótopos, isóbaros, isómeros e isótonos: Los isótopos son átomos del mismo elemento, con igual número de protones, pero distinto número másico A y por tanto distinto peso atómico. A = N + Z Notación: Z A X Z = número de protones. Número atómico. A = número másico N = número de neutrones Los nucleidos, así denominamos a los elementos cuando los caracterizamos por sus núcleos, que tienen el mismo número de neutrones, N, se denominan ISÓTONOS. Los nucleidos caracterizados por tener el mismo número másico A, reciben el nombre de ISÓBAROS. Un núcleo, de la misma forma que ocurre en el átomo, puede encontrarse energéticamente en niveles excitados que tienden a retornar al estado fundamental con vida media muy corta (10-15 a s) emitiendo radiación gamma. Si el nivel excitado es metaestable, (vida media que puede alcanzar años) se dice que el núcleo excitado es un ISÓMERO del mismo núcleo en su nivel fundamental. Los isómeros se representan con la letra m tras el símbolo másico.

14 Página 14 de 79 Nombre Número atómico Z Número másico A Número de neutrones n Ejemplo ISÓTOPOS = Cl Cl ISÓBAROS = Cu Ni ISÓTONOS = Mg Al 137 ISÓMEROS = = = m Ba 137 Ba I.3.- DESINTEGRACIONES RADIACTIVAS Los protones, que están cargados positivamente, se repelen y se mantienen unidos en el núcleo por la intercalación de los neutrones, que tienen masa similar a los protones sin carga eléctrica, mediante las llamadas fuerzas nucleares. No todos los isótopos son estables. A veces la relación número de protones y neutrones no es la óptima y se requieren altos niveles energéticos para mantenerlos unidos. En estos casos, los núcleos inestables se reestructuran, a veces se desintegran, y emiten el exceso de energía por distintos mecanismos para transformarse en otros isótopos que, a su vez, pueden desintegrarse hasta que al final de la cadena se llega a isótopos estables. La radiactividad o desintegración radiactiva es un proceso complejo por el que el núcleo atómico inestable alcanza una estructura de mayor estabilidad, emite partículas o fotones y puede transformarse o no en otro elemento químico. Los nucleidos inestables que se transforman espontáneamente con el tiempo formando otros nucleidos mediante procesos de desintegración se conocen como nucleidos radiactivos o radionucleidos. Actualmente se conocen unos 2000 nucleidos, de los cuales son estables 274. Los isótopos radiactivos decaen por distintos mecanismos que resultan en la emisión de diferentes tipos de radiaciones ionizantes que pueden tener naturaleza

15 Página 15 de 79 corpuscular o electromagnética. Los principales tipos de desintegraciones las agrupamos en: partículas α, partículas β, neutrones y radiación γ. En el laboratorio de investigación biológica los materiales radiactivos usados son emisores β o γ. En la figura siguiente, correspondiente al experimento de Rutherford, se pone de manifiesto el carácter corpuscular y la carga de las partículas alfa y beta, y la naturaleza electromagnética de la radiación gamma. - + γ α β Material radiactivo I DESINTEGRACIÓN α La partícula α es equivalente a un núcleo de Helio con masa cuatro y 2 protones. Por tanto, cuando un núcleo emite una partícula alfa, su número másico se reduce en cuatro unidades y su número atómico en dos unidades. Este proceso se da en átomos con un número atómico elevado. El proceso de desintegración alfa va acompañado de la emisión de una gran cantidad de energía procedente del defecto másico producido. Los emisores α, que corresponden a átomos pesados como el radio y el uranio, no se suelen usar en el ámbito de la investigación biológica.

16 Página 16 de 79 A X ---> A 4 Z Z 2 Y + 4 He Ra Rn α Este tipo de desintegración se produce debido a la inestabilidad derivada de la repulsión coulombiana entre los protones del núcleo. Se produce en núcleos pesados con número másico superior a 140, la causa fundamental de la inestabilidad nuclear se debe al desequilibrio entre las fuerzas repulsivas, que crecen proporcionalmente a la relación Z(Z-1), y la fuerza nuclear de unión, que crece con el número másico. La energía de las partículas α emitidas por radionucleidos naturales se encuentran entre 1,8 MeV ( 144 Nd) y MeV ( 212 Po), alcanzando velocidades elevadas. Los espectros alfas son discretos, pudiendo encontrarse espectros monoenergéticos y polienergéticos. Fuente: Z Z e - e - Z Z-2 + α

17 Página 17 de 79 I.3.2.-DESINTEGRACIÓN BETA Consiste en la emisión de una partícula β, procedente del nucleo atómico, que tiene la masa y carga de un electrón. En consecuencia el núcleo descendiente es un ISÓBARO, distinto elemento y misma masa, del núcleo precursor. La desintegración beta se extiende a la totalidad de la carta de nucleidos. Dentro de la desintegración β podemos distinguir: Desintegración β -. Desintegración β +. Desintegración por captura electrónica. I Desintegración β - Es la emisión espontánea de partículas negativas, electrones, que emergen del núcleo a velocidades muy próximas a la velocidad de la luz. Los espectros energéticos de las partículas β son continuos, y se extienden desde energía cero, hasta una energía máxima o límite superior que depende del radionucleido estudiado. En la desintegración β se emite, además del electrón, una nueva partícula llamada neutrino, carente de carga y masa. La energía de desintegración se reparte entre el electrón, el neutrino y el núcleo de retroceso. Según Fermí, dado que en el núcleo no existen electrones, la transformación nuclear que se produce será que un neutrón se convierte en un protón, en un electrón y en un neutrino, según: n p + + e - + ν El esquema de desintegración vendrá dado:

18 Página 18 de 79 A A Z X Z + 1 Y + β + υ 14 6 C 14 7 N + β Las energías máximas de las emisiones beta se extienden desde los emisores blandos como el tritio ( 3 H) [E máx = 17 KeV] y el ( 32 P) [E máx = 1.7 MeV] Z β -..(e - Z Z+1 Z Son emisores β -, los radionucleidos muy ricos en neutrones y la emisión β -, que transforma un neutrón en un protón, reduce el valor del cociente N/Z con lo que el nucleido descendiente se encuentra más próximo a la zona de estabilidad. Fuente:

19 Página 19 de 79 I Desintegración β + Consiste en la emisión de positrones por ciertos radionucleidos. El positrón tiene una masa igual a la del electrón pero su carga eléctrica es positiva aunque con valor absoluto igual al electrón. Al no existir positrones libres en el interior de los núcleos, el proceso que tiene lugar es el siguiente: p + n + e - + ν X A Y A Z Z Cu Ni + β +ν + β +ν Por lo que disminuye el número atómico en una unidad. Z Z Z-1 e - β + Z-1 Al emitirse un positrón, el nucleido descendiente queda con una carga nuclear Z-1, pero con Z electrones, del que se desprende un electrón cortical. Los positrones emitidos son partículas inestables y cuando pierden su energía, mediante choques con la materia, se combinan con un electrón libre del entorno, produciendo el fenómeno llamado de aniquilación del positrón, con la emisión de dos fotones de 511 kev. De esta forma la masa de ambas partículas se convierten en energía de 511 kev que se propaga en la misma dirección pero en sentido opuesto. A esta radiación electromagnética se le denomina de aniquilación.

20 Página 20 de 79 Los radionucleidos emisores β + son aquellos que se encuentran situados por encima de la línea de estabilidad. Es decir, aquellos núcleos excesivamente ricos en protones. El espectro β + es contínuo, desde energía nula a un valor máximo que depende del radionucleido considerado y que para las emisiones más duras alcanza el valor de unos 5 MeV. I Captura Electrónica Los electrones de la corteza atómica en el curso de su movimiento, se aproximan en ocasiones al núcleo, y según la mecánica ondulatoria, incluso pueden penetrar en su interior. La probabilidad que esto ocurra aumenta para los electrones de la capa K. Z e - Z Z-1 Z-1 En átomos ricos en protones, estos electrones pueden ser capturados por el núcleo y se produce el proceso: p + + e - n + ν Disminuyendo el número atómico en una unidad. A X Y A Z Z 1 +ν 64 29Cu Ni La captura electrónica es un procedimiento competitivo con la desintegración β +. Todo radionucleido que se desintegre mediante β + puede hacerlo como captura electrónica. La inversa no es necesariamente cierto, debe existir un nivel umbral mínimo.

21 Página 21 de 79 En todo proceso de captura electrónica, el átomo descendiente queda ionizado, con una vacante en la capa K, con lo que al producirse el reajuste electrónico en el átomo descendiente, se producirá la emisión de rayos X característicos. Fuente: Como ejemplo completo de desintegración beta se muestra el diagrama de desintegración correspondiente al 64 Cu. I.3.3.-RADIACIÓN γ La radiación gamma se produce en transiciones nucleares entre niveles excitados. La emisión de radiación gamma es un proceso mediante el cual un núcleo que se encuentra en uno de sus niveles excitados pasa a otro de menor energía mediante emisión

22 Página 22 de 79 de radiación electromagnética. La energía de los fotones de radiación gamma se encuentra, en los casos más habituales, entre el kev y el MeV. Las radiaciones γ producen ionización indirecta que libera electrones de los átomos con los que interaccionan, ionizándolos. El poder de penetración de estas radiaciones es grande, ya que únicamente son desviadas o neutralizadas por impacto con los electrones orbitales. I RAYOS X La emisión de rayos X corresponde a la zona del espectro electromagnético por encima de la radiación ultravioleta, su intervalo energético abarca entre unos 100 ev y 250 kev. Para que se produzca la emisión de rayos X, es necesario que se produzca una vacante electrónica, o inonización en una capa electrónica profunda, ya que los electrones de estas capas poseen una energía de ligadura muy alta. Por lo general, los rayos X se generan artificialmente en un tubo de vacío a partir de un material que no tiene radiactividad propia, por lo que su activación y desactivación tiene un control fácil e inmediato. La energía de los rayos X y su poder de penetración son proporcionales a la tensión eléctrica utilizada para su producción, alrededor de los 100 kv para los rayos X de diagnóstico y entre 15 kv y 50 kv en los equipos para análisis. I RADIACIÓN DE NEUTRONES La radiación de neutrones es la generada durante la reacción nuclear. Los neutrones tienen mayor capacidad de penetración que los rayos gamma y sólo pueden detenerlos una gruesa barrera de hormigón, agua o parafina.

23 Página 23 de 79 La figura siguiente nos muestra el poder de penetración e ionización de los distintos tipos de desintegraciones vistas en los apartados anteriores. I.4.- MAGNITUDES Y UNIDADES RADIOLÓGICAS El Sistema Internacional (SI) de unidades es un conjunto consistente de unidades que cubre todos las áreas de la ciencia y, de acuerdo con las recomendaciones de la Comisión Internacional de Unidades y Medidas de Radiación (ICRU), ha adoptado una serie de unidades relacionadas con la radiactividad. I.4.1.-ACTIVIDAD La actividad se define como el número de desintegraciones nucleares por unidad de tiempo. La unidad en el Sistema Internacional es el Bequerelio (Bq), que corresponde a una desintegración por segundo. El Curio (Ci) es una unidad histórica que equivale a 37 MBq. La desintegración radiactiva es un proceso espontáneo imposible predecir para un átomo pero la proporción de núcleos que se desintegran es constante a lo largo del tiempo, es una constante estadística conocida como constante de desintegración λ.

24 Página 24 de 79 Ln N/N 0 = - λ T N = N 0 e - λt N 0 = número de átomos iniciales N = número de átomos sin desintegrar a tiempo t λ = constante de desintegración El periodo de semidesintegración (T 1/2 ) es el tiempo t 1/2 necesario para que se desintegren el 50% de los isótopos radiactivos existentes y tiene una relación obvia con la actividad. N = N 0 /2 T 1/2 = ln 2/ λ La vida media es el valor medio de duración de los átomos de una sustancia radiactiva. Es una constante característica de cada isótopo, independiente de las influencias del entorno. Existen radionucleidos que tienen vidas medias que duran segundos como el Po-211, días como el P-32 y miles de años como el C-14. τ = 1/λ = T 1/2 / 0,693 La energía que transporta la emisión radiactiva, que se mide en electronvoltios (ev), es del orden de kev a MeV. Depende del radioisótopo y en general aumenta con el tamaño de la partícula emitida. Es muy importante no confundir la actividad o la energía de la radiación con la dosis, que es una medida del efecto que causa la radiación sobre el receptor. La dosis depende tanto de la energía que se libera en el receptor como de la calidad de la radiación.

25 Página 25 de 79 I.4.2.-EXPOSICIÓN Se emplea para medir la capacidad de la radiación para producir iones en el aire. Su unidad en el sistema internacional de medida es el C/Kg I.4.3.-DOSIS ABSORBIDA. La dosis absorbida se define como el cociente entre el valor medio de la energía cedida por la radiación y absorbida por una cantidad de masa dm, de D = = dm La tasa de dosis se define como la dosis absorbida por unidad de tiempo. D D & = = t J kg Gy s I.4.4.-DOSIS EQUIVALENTE. La dosis equivalente, que se mide en Sievert (Sv), que equivale a 100 rems en el Sistema Cegesimal, tiene en cuenta tanto la cantidad de energía que absorbe el tejido vivo como la calidad de sus repercusiones biológicas según el tipo de partículas. En los emisores γ o β usuales en investigación, el Gray y el Sv son equivalentes y al hablar de dosis nos referimos a la dosis equivalente que se mide habitualmente en milisievert. Dosis equivalente (Sv) = Dosis absorbida (Gy) x W R La dosis absorbida en un tejido orgánico no determina el efecto biológico resultante, ya que intervienen otros factores tales como: Naturaleza de la radiación. Energía y espectro de la radiación. Tipo de efectos biológicos.

26 Página 26 de 79 En la tabla siguiente se muestran los coeficientes de ponderación, W R para cada tipo y rango de energías. TIPO Y RANGO DE ENERGÍA W R Fotones, todas las energías 1 Electrones y muones, todas las energías 1 <10 KeV 5 >10 KeV a 100 KeV 10 Neutrones, de energía > 100 KeV a 2 MeV 20 > 2MeV a 20 MeV 10 > 20 MeV 5 Protones, salvo los de retroceso, de energía > 2 MeV 5 Partículas alfa, fragmentos de fisión, núcleos pesados 20 I.4.5.-DOSIS EFECTIVA La dosis efectiva, que se mide en Sievert, se define como la suma de las dosis equivalentes ponderadas en todos los tejidos y órganos del cuerpo procedentes de irradiaciones internas y externas. En la tabla siguiente se muestran los coeficientes de ponderación, W T, para cada uno de los órganos y tejidos considerados.

27 Página 27 de 79 TEJIDO U ÓRGANO FACTOR DE PONDERACIÓN W T Gónadas 0,20 Médula ósea 0,12 Colon, Pulmón, Estómago 0,12 Vejiga, mama, hígado, esófago 0,05 Tiroides 0,05 Piel, Superficie de los huesos. 0,01 Resto del organismo 0,05 RELACIONES ENTRE UNIDADES DEL SI Y OTRAS UNIDADES Magnitud Unidad SI Otra Unidad Relación Becquerelio (Bq) 1 Bq = Ci Actividad 1 Bq = 1 dps curie (Ci) 1 Ci = Bq 1 µci = Bq Dosis Absorbida Dosis Equivalente- Efectiva Gray (Gy) 1 Gy = 100 rad 1 Gy = 1 J/kg Rad 1 rad = 0.01 Gy 1 rad = 10mGy Sievert (Sv) 1 Sv = 100 rem 1 Sv = 1 J/kg Rem 1 rem = 0.01 Sv 1 rem = 10 msv Exposición Coulombio/kilogramo (C/kg) Roëntgen (R) 1 C/kg = 3876 R 1R = C/kg

28 Página 28 de 79 I.5.-EFECTOS BIOLÓGICOS DE LAS RADIACIONES IONIZANTES El daño biológico producido por la radiación ionizante depende de la cantidad y características de la energía que libera en el tejido receptor. Cuando la radiación recibida es muy alta y supera un nivel umbral se producen efectos deterministas inmediatos que tienen relación dosis/efecto. Por debajo solo se producen efectos aleatorios. Efectos biológicos Efectos estocásticos Efectos deterministas Gravedad Independiente de dosis Dosis Dependiente Mecanismo Afecta pocas células Afecta muchas células Naturaleza Somática y Genética Somática Dosis umbral No Sí Relación dosis / efecto Probabilística Directa Aparición efectos Latente (tardía) Inmediata y tardía Los efectos somáticos inmediatos aparecen en la persona irradiada en un margen de tiempo que va desde unos días hasta unas pocas semanas después de la exposición. Pueden manifestarse en un tejido concreto o sobre el cuerpo considerado como un todo, bajo un síndrome de denominación específica (por ejemplo, síndrome hematológico, gastrointestinal, etc.), y su severidad varía considerablemente con la dosis, tipo de energía de la radiación, así como la parte del cuerpo irradiada. Para estos efectos somáticos inmediatos, se supone que existe en cierta medida, un proceso de recuperación celular

29 Página 29 de 79 como, por ejemplo, en el caso de la fibrosis pulmonar debida a una dosis excesiva de radiación o los eritemas de la piel. Los efectos somáticos tardíos, los que se manifiestan entre 10 y 40 años después de la exposición, son los que ocurren al azar dentro de una población de individuos irradiados. Son, por tanto, estocásticos, no siendo posible en ningún caso, establecer para ellos una relación dosis/efecto individual. La relación entre la inducción de una malignidad (leucemia, tumor, etc.) y la dosis, sólo podemos establecerla sobre grandes grupos de población irradiada, como un incremento en la probabilidad de que ocurra una enfermedad determinada por encima de su incidencia natural. Los efectos genéticos afectan a la descendencia. Pueden aparecer en la primera generación, en cuyo caso el daño se dice que es dominante. Más frecuentemente el efecto se manifiesta en individuos de las generaciones sucesivas (enfermedades hereditarias, defectos mentales, anormalidades del esqueleto, etc.). Son efectos estocásticos, puesto que dependen de la probabilidad de que una célula germinal con una mutación relevante, tome parte en la reproducción.

30 Página 30 de 79 EFECTOS DE LAS DOSIS RECIBIDAS POR DOSIS IRRADIACIÓN HOMOGÉNEA DEL CUERPO ENTERO. 0 a 250 msv No ha sido observado efecto biológico o médico inmediato. 250 a 1000 msv Aparecen algunas nauseas y reducción de glóbulos blancos a 2500 msv 2500 a 5000 msv Vómitos, modificación de la fórmula sanguínea. Evolución satisfactoria o restablecimiento completo asegurado. Daños muy graves. La dosis de msv recibida en una vez es mortal para el 50% de las personas. > 5000 msv Mortal con casi total seguridad. Dosis absorbidas en una vez por irradiación homogénea del cuerpo entero. Fuente: I.6.-DETECCIÓN DE LA RADIACTIVIDAD La detección y medida de las radiaciones se hace por métodos indirectos, esto es, evaluando los procesos físicos y químicos que provocan las radiaciones ionizantes al interaccionar con la materia. Midiendo la intensidad del efecto, es posible conocer la cantidad y la calidad de la energía cedida por la radiación al medio irradiado. Los más usados son los detectores de ionización y los contadores de excitación o contadores de centelleo. Los detectores de ionización, como los contadores Geiger, tienen una cámara o tubo lleno de gas, normalmente una mezcla gases ionizables con argón, en la que se disponen dos electrodos aislados. Cuando la radiación entra en la cámara, que suele tener una ventana de poco espesor para facilitar la entrada, el gas se ioniza y se producen descargas que se "cuentan". Estos detectores sólo miden las radiaciones capaces de entrar

31 Página 31 de 79 en la cámara y no pueden medir radiaciones β de baja energía como la emitida por el Tritio. Los contadores de centelleo se basan en el uso de sustancias, luminóforos, que por acción de la radiactividad emiten luz visible o ultravioleta que se mide mediante un detector fotoeléctrico. Hay dos clases de detectores de centelleo según el luminóforo sea líquido o sólido. En el caso de los contadores de centelleo líquido el producto radiactivo se incorpora a un vial que contiene el luminóforo (líquido de centelleo) y se mide la luz emitida. Es válido para medir cualquier tipo de sustancia radiactiva, incluido el Tritio, ya que la radiación se produce en el interior del vial. En el caso de los luminóforos sólidos y termoluminiscentes la radiación llega hasta el cristal desde el exterior y presenta las mismas limitaciones que la cámara de ionización.

32 Página 32 de 79 PARTE 2. RADIOPROTECCIÓN II.1.-INTRODUCCIÓN La protección radiológica es una disciplina científico-técnica que tiene como finalidad la protección de las personas y del medio ambiente frente a los riesgos derivados de la utilización de fuentes radiactivas, tanto naturales como artificiales, en actividades médicas, industriales, de investigación o agrícolas. El uso de las radiaciones ionizantes reporta importantes beneficios a la Humanidad, pero también comporta ciertos riesgos, que comenzaron a ponerse de manifiesto pocos años después del descubrimiento de los rayos X, a finales del siglo XIX. Es necesario primero establecer unas normas de trabajo que garanticen que no se producen daños inmediatos, daños de tipo determinista, manteniendo las dosis por debajo del umbral y en segundo lugar aplicar todas las medidas razonables para reducir al máximo la incidencia de los efectos biológicos estocásticos o probabilísticos. Las primeras normativas sobre protección radiológica datan de 1928 y fueron elaboradas por un organismo internacional independiente de cualquier autoridad nacional o supranacional, denominado entonces "Comisión Internacional de Protección contra los Rayos X y el Radio", fundado en base a una decisión adoptada en el segundo Congreso Internacional de Radiología. En el año 1950 se reestructuró esta Comisión y pasó a denominarse "Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP)", nombre con el que se la conoce en la actualidad. Hoy en día está generalizada la existencia de normas de protección radiológica basándose en las recomendaciones dictadas por la ICRP. Ello permite un elevado nivel de homogeneidad en los criterios de protección radiológica reflejados en la legislación de la mayoría de países. Las normas básicas de la radioprotección se establecen en reglamentos y decretos establecidos por cada país. En España todas las funciones de vigilancia y normas están centralizadas en el Consejo de Seguridad Nacional.

33 Página 33 de 79 II.2.-BASES DE LA PROTECCIÓN El sistema de protección radiológica, recomendado por la ICRP, está basado en tres principios fundamentales: Justificación Optimización Limitación de dosis Justificación. Los diferentes tipos de actividades que implican exposición a las radiaciones deben estar justificados por las ventajas que proporcionen. Las ventajas tienen que superar los efectos perjudiciales potenciales. Optimización. Se sigue el criterio ALARA (As Low As Reasonably Achievable), según el cual todas las exposiciones a las radiaciones ionizantes deben ser mantenidas tan bajas como sea razonablemente posible, teniendo en cuenta los citados factores económicos y sociales. Las dosis individuales, el número de personas expuestas y la probabilidad de que se produzcan exposiciones potenciales, deben mantenerse en el valor más bajo que sea razonablemente posible. Limitación de dosis. En todo caso, la dosis de radiación que puede recibir cualquier individuo no debe superar unos valores establecidos como límites legales, lo que garantiza la protección del público en general y del personal profesionalmente expuesto. La limitación de los efectos derivados de las radiaciones ionizantes se consigue evitando las exposiciones no justificadas y manteniendo tan bajas como sea posible las justificadas.

34 Página 34 de 79 II.3.-IRRADIACIÓN Y CONTAMINACIÓN La dosis de radiación recibida por un individuo al permanecer en las proximidades de un emisor o generador de radiaciones ionizantes, depende de tres factores: el tiempo de exposición, distancia a la fuente y blindaje. En los laboratorios en los que se trabaja con fuentes no encapsuladas, es decir sustancias radiactivas en recipientes abiertos, el individuo puede ser dañado por irradiación y por contaminación mediante la absorción, ingestión o inhalación del material radiactivo. Se previene el riesgo de contaminación radiactiva mediante el confinamiento y manipulación de las fuentes no encapsuladas en lugares adecuados (cámaras de guantes, cámaras con sistemas de extracción de aire, etc), así como con el uso del vestuario adecuado. II.4.-PROTECCIÓN FRENTE A LAS RADIACIONES La protección frente a las radiaciones requiere en primer lugar entender bien la naturaleza del problema para tomar las precauciones adecuadas. La protección frente a la contaminación pasa por trabajar con la máxima pulcritud en un ambiente limpio y hay tres formas fundamentales de protección frente a la irradiación: Tiempo: La dosis es directamente proporcional al tiempo de exposición. Como ejemplo: una persona que trabaja en un campo de 4 msv/hora, nivel similar al que producen 50 µci de P32 a cm, recibe en 1 hora 4 msv pero en un periodo de 5 segundos recibe menos de 0,006 msv. Distancia - Ley de la inversa del cuadrado. La intensidad de la radiación es inversamente proporcional al cuadrado de la distancia. Como ejemplo: 1 MBq (27 µci) de

35 Página 35 de 79 P32 en 1 ml produce una tasa de dosis de 210 msv/hora en la superficie y menor de 0,021 msv/hora (21 µsv/hora) a un metro de distancia. Blindajes o Pantallas: Son barreras situadas entre el producto radiactivo y los usuarios que eliminan o atenúan la radiación. La elección de la pantalla adecuada depende del tipo de emisión. Existen dos tipos de pantallas o blindajes, las denominadas barreras primarias (atenúan la radiación del haz primario) y las barreras secundarias (evitan la radiación difusa). Como ejemplo: la radiación β emitida por el P-32 se detiene con un centímetro de metacrilato, que absorbe eficazmente las partículas β y reduce la energía de la radiación gamma de frenado o bremsstrahlung. Para los emisores γ, como el I-125, se necesitan materiales pesados como el plomo para atenuar las radiaciones gamma o rayos X ya la radiación electromagnética se atenúa, no se detiene, al chocar con la materia. Fuente:

36 Página 36 de 79 II.5.-DOSIMETRÍA II CONTROL DOSIMÉTRICO DEL AMBIENTE. DOSIMETRÍA DE ÁREA Mientras se trabaja con material radiactivo, es muy importante comprobar frecuentemente que el área de trabajo y el medio ambiente no están contaminados. Los emisores β, C-14, S-35 y P-32, se miden con monitores tipo Geiger y los monitores de cristal de centelleo son preferibles para medir la contaminación de emisores γ. También se realizan "frotis" en los que se extrae la contaminación y se mide por centelleo líquido. La tasa de dosis se debe medir en el ambiente, bien con monitores o mediante dosímetros fijos, para conseguir que sea tan baja como sea razonablemente posible. II DOSIMETRÍA PERSONAL Las técnicas usadas para medir contaminación en el medio ambiente y áreas de trabajo son válidas para controlar la posible contaminación personal en ropas y piel. Cuando se trabaja con emisores β de alta energía y emisores γ es necesario usar dosímetros personales, basados en películas fotográficas o en cristales termoluminiscentes (TLD). II LÍMITES DE DOSIS. El sistema de protección radiológica establecido en la actualidad en España, fundamentalmente se encuentra recogido en el Real Decreto 783/2001 por el que se aprueba el Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes. Este Reglamento recoge los límites de dosis tanto para personal profesionalmente expuesto como para personal en formación y estudiantes así como para público en general. Para trabajadores profesionalmente expuestos, resulta un límite de dosis efectiva de 100 msv durante todo periodo de cinco años oficiales (de enero a diciembre), sujeto además a una dosis efectiva máxima de 50 msv en cualquier año oficial. Además, también se imponen limitaciones específicas a tres órganos o zonas de cuerpo:

37 Página 37 de 79 El cristalino: límite de dosis equivalente de 150 msv por año oficial. La piel: límite de dosis equivalente de 500 msv por año oficial. Dicho límite se aplicará a la dosis promediada sobre cualquier superficie de 1 cm², con independencia de la zona expuesta. Las manos, antebrazos, pies y tobillos: 500 msv por año oficial. Los límites de dosis para las personas en formación y estudiantes mayores de 18 años que durante sus estudios tengan que utilizar fuentes, el límite de dosis será el mismo que el de los trabajadores expuestos. Límites Máximos de dosis para el personal profesionalmente expuesto Limite de dosis efectiva Límite de dosis equivalente al cristalino Límite de dosis equivalente a la piel Límite de dosis en extremidades 100 msv durante todo periodo de 5 años oficiales y 50 msv en un año oficial 150 msv 500 msv en un año oficial (1) 500 msv en un año oficial

38 Página 38 de 79 Límites de dosis para usuarios de zonas vigiladas (Clase B) Limite de dosis efectiva Límite de dosis equivalente al cristalino Límite de dosis equivalente a la piel Límite de dosis en extremidades 30 msv durante todo periodo de 5 años oficiales y 15 msv en un año oficial 45 msv 150 msv en un año oficial (1) 150 msv en un año oficial Límites de dosis para los miembros del público Limite de dosis efectiva Límite de dosis equivalente al cristalino Límite de dosis equivalente a la piel 1 msv por año oficial y en circunstancias especiales (1) 5 msv en 5 años oficiales. 15 msv 50 msv en un año oficial (2) 2) Valor promediado sobre cualquier superficie cutánea de 1 cm 2, con independencia de la superficie expuesta II PROTECCIÓN ESPECIAL DURANTE EL EMBARAZO Y LA LACTANCIA. Las usuarias de radiactividad están obligadas a informar al supervisor de la instalación si están embarazadas o son gestantes ya que la protección del feto y del lactante es similar a la de los miembros del público. Las condiciones de trabajo deben

39 Página 39 de 79 asegurar que la dosis al feto desde la notificación del embarazo al final de la gestación no exceda de 1 msv. Este límite de dosis se aplica exclusivamente al feto y no es directamente comparable con la dosis registrada en el dosímetro personal de la trabajadora embarazada. Por ello, a efectos prácticos, y para exposición a radiación externa, se puede considerar que 1 msv al feto es comparable a una dosis de 2 msv en la superficie del abdomen. La declaración de embarazo no implica que las mujeres gestantes o en periodo de lactancia tengan que evitar el trabajo en presencia de radiaciones, pero es necesario evaluar cuidadosamente el trabajo y las condiciones en que se realiza para que se asegure el cumplimiento del citado límite. Como recomendación se procurará evitar que la mujer gestante o en periodo de lactancia trabaje con material radiactivo. II.6.- CLASIFICACIÓN Y DELIMITACIÓN DE ZONAS El titular de la actividad debe clasificar los lugares de trabajo, considerando el riesgo de exposición y la probabilidad y magnitud de las exposiciones potenciales, en las siguientes zonas: Zona controlada. Zona en la que exista la posibilidad de recibir dosis efectivas superiores a 6 msv/año oficial o una dosis equivalente superior a 3/10 de los límites de dosis equivalentes para cristalino, piel y extremidades. También tienen esta consideración las zonas en las que sea necesario seguir procedimientos de trabajo, ya sea para restringir la exposición, evitar la dispersión de contaminación radiactiva o prevenir o limitar la probabilidad y magnitud de accidentes radiológicos o sus consecuencias. Se señaliza con un trébol verde sobre fondo blanco. Las zonas controladas se pueden subdividir en:

40 Página 40 de 79 o o o Zona de permanencia limitada. Zona en la que existe el riesgo de recibir una dosis superior a los límites anuales de dosis. Se señaliza con un trébol amarillo sobre fondo blanco. Zona de permanencia reglamentada. Zona en la que existe el riesgo de recibir en cortos periodos de tiempo una dosis superior a los límites de dosis. Se señaliza con un trébol naranja sobre fondo blanco. Zona de acceso prohibido. Zona en la que hay riesgo de recibir, en una exposición única, dosis superiores a los límites anuales de dosis. Se señaliza con un trébol rojo sobre fondo blanco. Zona vigilada. Zona en la que, no siendo zona controlada, exista la posibilidad de recibir dosis efectivas superiores a 1 msv/año oficial o una dosis equivalente superior a 1/10 de los límites de dosis equivalente para cristalino, piel y extremidades. Se señaliza con un trébol gris/azulado sobre fondo blanco. En caso de que el riesgo fuera solamente de irradiación externa, el trébol va bordeado de puntas radiales y si fuera de contaminación radiactiva el trébol está bordeado por un campo punteado. Sí se presentan los dos riesgos conjuntamente el trébol está bordeado con puntas radiales sobre campo punteado.

41 Página 41 de 79 PARTE 3.- NORMAS DE TRABAJO EN EL LABORATORIO DE RADIOISÓTOPOS III.1.- INTRODUCCIÓN El laboratorio de Radioisótopos pertenece a la Instalación Radiactiva de la Universidad de Málaga autorizada con la referencia IR/MA-13/80 (IRA-0940) para usar radionucleidos no encapsulados y un equipo de rayos X de la firma TROPHY, modelo IRIX 70, para docencia e investigación. En la Instalación Radiactiva está autorizado el máximo de actividad y los isótopos reflejados en la tabla siguiente: RADIONUCLEIDO MBq ACTIVIDAD mci Hidrógeno - 3 (Tritio) Carbono Fósforo ,37 3,01 Azufre ,37 1,01 Calcio Cobalto ,37 0,01 Estroncio ,5 0,5 Iodo ,7 1,1 Cesio

42 Página 42 de 79 El equipo de rayos X, que está instalado en el quirófano experimental del animalario situado en la Facultad de Medicina, trabaja con 70 kv de tensión de pico y 8 ma de intensidad máxima. III.2.- USUARIOS DE LA INSTALACIÓN Las personas que precisen trabajar en el laboratorio de radioisótopos, profesores o investigadores, deben contactar con el supervisor de la instalación y presentar las solicitudes por escrito, de acuerdo a los modelos existentes, tanto al Director de los Servicios de Investigación como al supervisor. Estas solicitudes deben estar firmadas por el responsable del usuario que será necesariamente un profesor de la Universidad. Los usuarios reciben copia de este manual de radioprotección que deben leer cuidadosamente antes de iniciar el trabajo. Si se estima necesario se someterán a una prueba para comprobar que tienen los conocimientos necesarios para poder trabajar como usuario en la instalación. Las personas que inicien el trabajo en el laboratorio serán entrenadas tanto en las técnicas experimentales como en el uso del material radiactivo por un tutor con experiencia previa. III.3.- COMPRAS DE MATERIAL RADIACTIVO Todas las compras de material radiactivo serán gestionadas por el laboratorio de Radioisótopos para lo que se deben solicitar con suficiente antelación. En los casos en que sea necesario, como ocurre con el P-32, se compartirán los productos para no sobrepasar el límite impuesto a la instalación. La recepción e inspección del material radiactivo tendrá lugar exclusivamente en el laboratorio de Radioisótopos. Es responsabilidad del supervisor la apertura y comprobación del estado del envío.

43 Página 43 de 79 III.4.- HORARIOS DE TRABAJO. De acuerdo con la autorización de la Instalación, sólo pueden trabajar con material radiactivo las personas que tengan licencia de operador o de supervisor aunque quedan exentos los investigadores o estudiantes que trabajen esporádicamente y siempre que trabajen en presencia de un operador o supervisor. En consecuencia, sólo está autorizado trabajar con material radiactivo en horario normal y queda terminantemente prohibido el trabajo de noche o en fines de semana. Esta norma se aplica cuando se trabaja con cantidades que superan o son del orden de los límites de exención. En los métodos de trabajo se establece en que momentos no se superan estos límites y se puede trabajar sin supervisión. En general no es adecuado trabajar en solitario en laboratorios y este criterio se hace más restrictivo cuando se manipulan sustancias radiactivas aunque no se superan los límites de exención. III.5.- NORMAS GENERALES DE TRABAJO instalación: Las siguientes normas son de obligado cumplimiento a la hora de trabajar en la Anotar, antes de iniciar el trabajo, los datos requeridos en el Diario de Usuarios. Esto permitirá al supervisor llevar el diario de operaciones obligatorio. Es necesario seguir las normas generales de seguridad del laboratorio, especialmente las que se indican a continuación.