Tabla de contenido. páginas 1. capítulo 1 FUENTES DE RADIACIÓN IONIZANTE. capítulo 2 MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS FENÓMENO DE LA RADIACTIVIDAD

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1 Tabla de contenido capítulo 1 FUENTES DE RADIACIÓN IONIZANTE FENÓMENO DE LA RADIACTIVIDAD Tipos de radiaciones Ley de decaimiento Actividad Tabla de nucleidos FUENTES NATURALES Radiación cósmica Radiación terrestre FUENTES ARTIFICIALES APLICACIONES DE LAS RADIACIONES Conservación de alimentos Investigación agrícola Control de plagas Medicina Industria Arqueología y paleontología Hidrología Investigación biológica Producción de energía eléctrica DOSIS MEDIA ANUAL páginas capítulo 2 MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS BÁSICAS Energía impartida Exposición Factor de calidad de la radiación, Q MAGNITUDES UTILIZADAS EN PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Dosis absorbida en un órgano, D T 23 Factores de ponderación de la radiación, w R 23 Dosis equivalente en un órgano o tejido, H T 24 Factor de ponderación de los tejidos u órganos, w T 24 Dosis efectiva, E 25 Dosis equivalente comprometida en un órgano o tejido, H T ( ) 25 Tabla de contenido i

2 Dosis efectiva comprometida, E( ) Magnitudes para grupos de individuos expuestos capítulo 3 DOSIMETRÍA EN RADIOPROTECCIÓN IRRADIACIÓN EXTERNA Estimación de la dosis efectiva a partir del kerma en aire Estimación de la dosis efectiva a partir de magnitudes operacionales CONTAMINACIÓN INTERNA Vías de entrada Modelos metabólicos Cálculo de la dosis equivalente en un órgano Límite anual de incorporación (ALI) capítulo 4 EFECTOS BIOLÓGICOS DE LAS RADIACIONES CLASIFICACIÓN DE LOS EFECTOS BIOLÓGICOS Efectos estocásticos Efectos deterministas EFECTOS DETERMINISTAS DE LAS RADIACIONES IONIZANTES Efectos deterministas por sobreexposición de todo el cuerpo Efectos deterministas localizados CARCINOGÉNESIS RADIOINDUCIDA Estudios radioepidemiológicos Modelos de proyección de riesgo Estimaciones de riesgo de cáncer radioinducido EFECTOS HEREDITARIOS Estimación de la probabilidad de trastornos hereditarios EFECTOS PRENATALES capítulo 5 FUNDAMENTOS DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA CRITERIOS BÁSICOS DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Justificación de la práctica Optimización de la protección radiológica Límites y restricciones de dosis ii Tabla de contenido

3 RESIDUOS RADIACTIVOS TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO EXPOSICIONES POTENCIALES INTERVENCIÓN EN EMERGENCIAS capítulo 6 MONITORAJE DE LA EXPOSICIÓN OCUPACIONAL Clasificación de áreas Señalización MONITORAJE AMBIENTAL Monitoraje de los campos de radiación ambiental Monitoraje de la contaminación del aire Medición de la contaminación en superficies MONITORAJE INDIVIDUAL DE LA IRRADIACIÓN EXTERNA Dosímetros de emulsión fotográfica Dosímetros termoluminiscentes Dosímetros de cámara de bolsillo Dosímetros de alarma y advertencia MONITORAJE INDIVIDUAL DE LA CONTAMINACIÓN INTERNA Medición directa de la actividad del cuerpo Medición indirecta de la actividad del cuerpo capítulo 7 SISTEMAS DE PROTECCIÓN CONTRA LA RADIACIÓN TÉCNICAS BÁSICAS DE PROTECCIÓN Reducción del tiempo de exposición Reducción de la actividad de la fuente Aumento de la distancia fuente-punto de interés Blindaje entre las personas y la fuente de radiación CÁLCULO DE BLINDAJES PARA RAYOS X Blindaje para la radiacion directa Blindaje para la radiación dispersa Blindaje para la radiación de fuga del tubo capítulo 8 RADIODIAGNÓSTICO MÉDICO GENERACIÓN DE RAYOS X EQUIPOS GENERADORES DE RAYOS X Tubo de rayos x Tabla de contenido iii

4 Fuente de alta tensión Sistema de control de emisión SEGURIDAD RADIOLÓGICA DE LAS INSTALACIONES Y EQUIPOS EXPOSICIÓN OCUPACIONAL Clasificación del área de trabajo Dosimetría personal Dispositivos de protección radiológica Calibración de instrumentos EXÁMENES ESPECÍFICOS: Aspectos de radioprotección Radioscopía Exámenes con equipos móviles de rayos x Radiología pediátrica Mamografía Exámenes dentales Exámenes con rayos x durante el embarazo Exámenes con rayos x en mujeres con capacidad para gestar Radiografía obstétrica Otros exámenes con rayos x durante el embarazo EXPOSICIÓN MÉDICA Cómo evitar dosis innecesarias NIVELES DE DOSIS REFERENCIA CRITERIOS DE ACEPTABILIDAD DE INSTALACIONES DE RADIODIAGNÓSTICO Instalaciones radiográficas de diagnóstico general Revelado de placas, propiedades de los receptores de imágenes y condiciones de visualización Radioscopía Tomografía convencional y computarizada Radiografía dental Mamografía capítulo 9 MEDICINA NUCLEAR EQUIPAMIENTO EN MEDICINA NUCLEAR Calibradores de actividad o activímetros Sistemas de detección para mediciones in vitro Sistemas para mediciones de radiación in vivo Brazo de captación Centellógrafo Sistema de tomografía por emisión de fotón único (SPECT) Tomógrafo por emisión de positrones (PET) SEGURIDAD RADIOLÓGICA DE LAS INSTALACIONES Blindajes Ventilación Piletas Acabado de superficies iv Tabla de contenido

5 Requisitos mínimos para un laboratorio de medicina nuclear Requisitos mínimos para un laboratorio de radioinmunoanálisis EXPOSICIÓN OCUPACIONAL Control sobre el material radiactivo Monitoraje personal y de área Acciones en caso de una contaminación superficial Gestión de residuos radiactivos Registros Control del equipamiento EXPOSICIÓN MÉDICA Niveles de referencia capítulo 10 RADIOTERAPIA EQUIPAMIENTO EN RADIOTERAPIA Equipos de cobaltoterapia Equipos aceleradores lineales de electrones Equipos de rayos x de baja y media energía EQUIPAMIENTO DE BRAQUITERAPIA SEGURIDAD RADIOLÓGICA EN TELETERAPIA Seguridad radiológica en el diseño de instalaciones para teleterapia Seguridad radiológica en equipos de cobaltoterapia Seguridad radiológica en equipos aceleradores lineales SEGURIDAD RADIOLÓGICA EN BRAQUITERAPIA Braquiterapia manual Braquiterapia remota Carga o recambio de las fuentes radiactivas Aspectos ocupacionales en la práctica de la braquiterapia EXPOSICIÓN OCUPACIONAL Clasificación del área de trabajo Monitoraje individual Controles periódicos al equipo Sistema de registros Procedimientos de emergencia Recambio de fuentes radiactivas Transporte de material radiactivo Sistema de calidad EXPOSICIÓN MÉDICA Justificación Optimización Calibración del haz de radiación Participación de intercomparaciones dosimétricas Dosimetría clínica Tabla de contenido v

6 PROGRAMA DE GARANTÍA DE CALIDAD Garantía de calidad en radioterapia externa Garantía de calidad de equipos y fuentes de braquiterapia capítulo 11 ACCIDENTES EN LA PRÁCTICA MÉDICA ACCIDENTES EN RADIOTERAPIA: EXPOSICIONES POTENCIALES Y PREVENCIÓN DE ACCIDENTES EN LA PRÁCTICA MÉDICA ACCIDENTES EN MEDICINA NUCLEAR SISTEMA DE INTERVENCIÓN EN EMERGENCIAS DE LA ARN anexo MARCO REGULATORIO 223 RADIODIAGNÓSTICO Ley Nº Requisitos para instalación y utilización de equipos generadores de rayos x Normas básicas de seguridad radiosanitaria Norma para prestadores del servicio de dosimetría personal Estudios mamográficos Equipos para control de equipajes MEDICINA NUCLEAR Y RADIOTERAPIA Ley nacional de la actividad nuclear: ley Nº Normas regulatorias AR Norma básica de seguridad radiológica Uso de fuentes selladas en braquiterapia Operación de aceleradores lineales de electrones para uso médico Operación de equipos de cobaltoterapia Protección radiológica en medicina nuclear Permisos individuales para el empleo de material radiactivo y radiaciones ionizantes en seres humanos Gestión de residuos radiactivos Transporte de materiales radiactivos Documentos regulatorios en las aplicaciones nucleares a las actividades médicas Régimen de Sanciones por Incumplimiento de las Normas de Seguridad Radiológica en las Aplicaciones de la Energía Nuclear a la Medicina, al Agro, a la Industria y a la Investigación y Docencia Normas para el uso de radioisótopos en medicina Normas para proceder a la autorización de responsables como asesores físicos en servicios de radioterapia Uso de fuentes selladas de Ra Instalaciones médicas consideradas relevantes que requieren Autorización de Operación 236 Pautas generales a las que deben ajustarse los titulares de autorización de operación y 237 los poseedores de permisos individuales Régimen de Tasas por Licenciamiento e Inspección 237 Requisitos para obtener permiso individual para el uso de Sm 153 en el tratamiento 237 de las metástasis óseas vi Tabla de contenido

7 Procedimiento para la Aplicación de Sanciones por incumplimiento de las Normas de Seguridad Radiológica en las Aplicaciones de la Energía Nuclear a la Medicina, al Agro, a la Industria yalainvestigación y Docencia Requisitos para obtener autorizaciones de operación y permisos invididuales Diagnóstico y tratamiento en medicina nuclear Teleterapia, braquiterapia, radiocoloides y aplicadores beta Tabla de contenido vii

8 Prólogo A mediados de 1999 representantes de la Cámara de Instituciones de Diagnóstico Médico (CADIME) solicitaron a las autoridades de la Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN) y de la Comisión Nacional de Energia Atómica (CNEA) la revisión del Manual de Radioprotección, editado por dicha Cámara en La ARN propuso ampliar su contenido técnico incorporándole el análisis de otras prácticas médicas con radiaciones ionizantes, tales como la radioterapia y la medicina nuclear. Se elaboró un programa temático y, con la participación de diferentes especialistas de las tres instituciones, comenzó a redactarse esta Guía en Radioprotección, dirigida a profesionales y técnicos que trabajan en las aplicaciones médicas de las radiaciones ionizantes con el objetivo de proporcionarles los principales elementos de protección radiológica. Al cabo de algo más que un año de trabajo, se edita el presente libro estructurado en 11 capítulos y un anexo. Los primeros cuatro capítulos, de carácter introductorio, están dedicados a las magnitudes y técnicas dosimétricas empleadas en radioprotección, tanto para la irradiación externa como para la contaminación interna, y a describir los efectos biológicos de las radiaciones. Los fundamentos de la radioprotección, las técnicas de monitoraje individual y los sistemas de protección contra la radiación se desarrollan posteriormente a lo largo de los tres capítulos siguientes. La segunda mitad del libro está íntegramente dedicada a las prácticas médicas con radiaciones ionizantes. Esto es, se tratan los principales aspectos de radioprotección en: Radiodiagnóstico Medicina Nuclear Radioterapia En cada una de estas áreas se ha tratado de seguir un desarrollo común que consiste en la descripción del equipamiento básico, en el tratamiento de los principales temas de seguridad radiológica de las instalaciones y equipos asociados a cada una de las prácticas y en los aspectos referidos a la exposición ocupacional y a la exposición médica correspondiente a cada caso. Se incluyen los niveles de dosis de referencia para los estudios radiodiagnósticos, las actividades recomendadas en la administración de radiofármacos en estudios de medicina nuclear, los criterios de aceptabilidad de instalaciones de radiodiagnóstico y los procedimientos de garantía de calidad en radioterapia. El capítulo final está dedicado a accidentes ocurridos a nivel internacional en el campo de las aplicaciones médicas de las radiaciones ionizantes. El Anexo, de carácter regulatorio, compendia el conjunto de normas, leyes, decretos y demás reglamentaciones vigentes en materia de seguridad radiológica referidas al radiodiagnóstico, a la medicina nuclear yalaradioterapia.

9 Como ya fue expresado, este libro es resultado del trabajo en común de tres instituciones: la Autoridad Regulatoria Nuclear, la Comisión Nacional de Energía Atómica y la Cámara de Instituciones de Diagnóstico Médico. Los especialistas de la ARN que colaboraron activamente en la redacción y/o revisión de los diferentes capítulos fueron: la Lic. Ana M. Bomben, la Lic. Inés Gomez Parada, la Lic. Ana M. Larcher, la Dra. María del R. Perez, el Ing. César Arias, el Ing. Daniel Hernandez, el Ing. José M. Kay, el Ing. Pedro Sajaroff y el Dr. Francisco Spano. La Dra. Diana Feld y la Lic. Margarita Saraví, ambas pertenecientes a la CNEA, efectuaron un importante aporte en el capítulo 10 dedicado a la radioterapia. Por otra parte, los comentarios realizados por el Ing. Ricardo Moll a dicho capítulo, quien además efectuara una revisión integral del mismo, enriquecieron su contenido. Personal especializado de CADIME realizó la revisión del contenido del Anexo en los aspectos regulatorios referidos al radiodiagnóstico. El Diseño gráfico y corrección de estilo del texto fueron realizados íntegramente en la ARN por Carina M. Olivelli y Silvia G. Alvarez. Esperando que el presente libro, referido a la seguridad radiológica en las aplicaciones médicas de las radiaciones ionizantes, sea de utilidad a los técnicos y profesionales de dicha área, agradecemos profundamente el aporte de cada uno de los especialistas que colaboraron en su redacción. Finalmente, cabe señalar que es intención de la ARN continuar con esta linea editorial durante los años venideros. En particular, en continuidad con el presente texto la próxima entrega abarcará solo los aspectos prácticos de radioprotección con el que deben enfrentarse médicos y técnicos en su trabajo diario con las radiaciones ionizantes. La ARN asume este compromiso y proyecta editar junto con CADIME un Manual práctico a fines del año entrante. Lic. Esteban Thomasz Compilador Sector Información Técnica de la ARN Buenos Aires, 1º de noviembre de 2000

10 1 capítulo FUENTES DE RADIACIÓN IONIZANTE La mayor parte de la radiación recibida por la población del mundo proviene de fuentes naturales, siendo inevitable la exposición a la mayoría de ellas. Durante las ultimas décadas, el hombre ha producido artificialmente radionucleidos y ha aprendido a utilizar la energía nuclear con diferentes propósitos, tales como la aplicación con fines médicos, la generación de energía eléctrica, la prospección de minerales, etc. Estas fuentes, denominadas artificiales, aumentan la dosis de radiación recibida por los individuos y por la sociedad en su conjunto. Antes de analizar las diferentes variedades de fuentes naturales y artificiales existentes, veamos algunas nociones básicas sobre radiactividad. FENÓMENO DE LA RADIACTIVIDAD En la naturaleza hay ciertos elementos inestables en el sentido que pueden emitir espontáneamente partículas o radiación modificando la naturaleza o el estado de los núcleos de sus átomos. Este proceso de emisión se llama desintegración radiactiva y el fenómeno radiactividad. La desintegración radiactiva responde a las leyes estadísticas y sus propiedades son independientes de cualquier influencia del entorno, tales como, presión, temperatura, campos eléctricos o magnéticos y reacciones químicas. Para precisar más, es una propiedad característica de cada nucleido en particular. Se suele denominar nucleido, al núcleo estudiado, sin hacer referencia al átomo del que forma parte. Considerando una muestra formada por átomos de un elemento radiactivo, en instantes de tiempo estadísticamente al azar se producirán desintegraciones radiactivas. Esto ocurrirá con una probabilidad, que es propia del nucleido considerado. Se define entonces una constante de desintegración, que es la probabilidad de que un núcleo se desintegre en la unidad de tiempo. Se la denota con la letra y su unidad es la inversa de tiempo, por ejemplo: segundo -1, minuto -1, año -1. TIPOS DE RADIACIONES Los trabajos de P. Becquerel, M. Curie y E. Rutherford entre 1896 y 1907, demostraron no sólo la existencia de la transformación espontánea llamada desintegración, sino también que había radiaciones que tenían distinto poder de penetración. Fuentes de radiación ionizante - Capítulo 1 página 1

11 A las radiaciones menos penetrantes, que son absorbidas por una hoja de papel o una delgada lámina metálica, se las denominó rayos y a otras, más penetrantes, rayos Se comprobó que estos rayos, que podían ser desviados por un campo magnético, son de naturaleza corpuscular. Más tarde se reconoció que las partículas son núcleos de helio y las partículas, electrones. Otro tipo de radiación, a la que se denominó rayos que no se desvía en presencia de un campo magnético, fue identificada con la emisión de radiación electromagnética o fotones. También se detectaron partículas con propiedades idénticas a las pero cuya desviación en un campo magnético indicaba que tenían carga positiva. A éstas se las llamó +,yalas anteriores, para diferenciarlas,.enlatabla 1 se muestran algunas propiedades generales de los tipos de radiación emitida por núcleos radiactivos y en la Figura 1 un esquema representativo de la penetración de la radiación. Interesa la penetración de la radiación en la materia fundamentalmente por dos motivos, primero, porque cuando la radiación es frenada se produce una conversión de la energía de la radiación en energía térmica y, segundo, porque la radiación es dañina para los sistemas biológicos y es necesario conocer cómo protegerlos de las fuentes de radiación. Tabla 1. Naturaleza y penetración de la radiación Radiación Naturaleza Carga Penetración en aire Penetración en sólidos núcleo de helio (2 protones y 2 neutrones) +2e centímetros micrómetros electrón -1e metros milímetros Radiación electromagnética metros centímetros/metros Figura 1. Penetración de la radiación Fuente Papel Fuente Detector Fuente Fuente Fuente 5 mm de Aluminio Detector Fuente Fuente Fuente 1cmdePlomo Detector Fuente página 2 Capítulo 1 - Fuentes de radiación ionizante

12 LEY DE DECAIMIENTO En una muestra de materiales radiactivos compuesta por N 0 núcleos en un instante t 0,se producirán desintegraciones radiactivas de modo que en un instante t posterior ya no se tendrá N 0 núcleos de la sustancia original, sino un número menor dado por la siguiente expresión conocida t N() t N0 e como ley general de la desintegración radiactiva: Esta expresión permite calcular el número de núcleos de una sustancia activa presentes al tiempo t, conociendo cuántos había en el instante t 0. La constante es una propiedad de cada nucleido que lo identifica inequívocamente, independiente de cualquier factor exterior. En consecuencia, si se conoce una sustancia es posible identificar su y si se mide el de una sustancia incógnita, se puede revelar su naturaleza. Es cómodo definir otra magnitud asociada a la velocidad con que una sustancia radiactiva se desintegra, llamada indistintamente semiperíodo de desintegración, período de semidesintegración, o simplemente período. El período T es el tiempo que debe transcurrir para que el número de núcleos de una sustancia radiactiva en una muestra se reduzca a la mitad de su valor inicial, es decir: Si se reemplaza en la ley general de la desintegración, se hallará la relación entre T y : N NT () 0 2 In2 0, 693 T El período se mide en unidades tiempo. Su valor puede variar desde el orden de los segundos hasta años. En la Tabla 2 se presentan algunos valores indicativos. Tabla 2. Valores indicativos del período de semidesintegración Nucleido Radiactivo Período T Constante de Desintegración U Ra I As Po At Po 4, años 4, s años 1, s -1 8,05 días s -1 26,5 horas 7, s -1 3,05 minutos 3, s -1 3,05 minutos 0,4 seg -1 1, segundos 4, s -1 Fuentes de radiación ionizante - Capítulo 1 página 3

13 ACTIVIDAD En una muestra dada de material radiactivo se desintegran dn núcleos en el tiempo dt. Entonces el cociente es el número de núcleos que se desintegran en la unidad de dn dt tiempo. Esta magnitud, que puede entenderse como dn una velocidad de desintegración, se llama actividad, y A se la denota con la letra A: dt A partir de la expresión anterior es posible expresar la actividad como función del tiempo: At () A e O t Se observa que la actividad sigue también una ley exponencial. La actividad se puede presentar medida en unidades inversas de tiempo, por ejemplo, como desintegraciones/segundo. La Comisión Internacional de Unidades y Medidas de Radiación (ICRU), en su Publicación Nº 33, recomienda el uso del Becquerel (Bq) como unidad de actividad. Se define el Becquerel como una desintegración por 1 1Bq 1s segundo: Dado que 1 Bq es una cantidad muy pequeña de actividad es muy frecuente el uso de los múltiplos del mismo, por ejemplo, MBq, GBq, TBq, etc. Durante mucho tiempo se utilizó otra unidad de actividad llamada Curio o Curie. El Curie, cuya abreviación es Ci, es una unidad de actividad definida como la cantidad de cualquier nucleido radiactivo 1Ci 3710,. 10 Bq que produce 3, desintegraciones por segundo. Se puede escribir entonces: Si se desconoce el período T de una sustancia, para la que se pudo graficar A (t) en cierto intervalo de tiempo mayor que dicho período, se puede hacer una determinación gráfica del mismo en forma muy sencilla como se aprecia en la Figura 2. ACTIVIDAD ESPECÍFICA La actividad específica de una muestra de sustancia radiactiva es la actividad de dicha muestra por unidad de masa y se expresa en Bq/g. A e A m TABLA DE NUCLEIDOS Todos los isótopos existentes, estables e inestables, pueden mostrarse en una tabla como la indicada en la Figura 3. página 4 Capítulo 1 - Fuentes de radiación ionizante

14 Figura 2. Determinación gráfica del período des/min 10 3 T 1000 des/min=a 500 des/min=a 2 ACTIVIDAD (des/min) 10 2 T MINUTOS Figura 3. Tabla de nucleidos: vista parcial Be 9, ,0092 Li 6,941 He 4,00260 H 1,0079 H1 99,985 He 3 0, H2 0,015 Be 6 Li 5 He 4 99, H3 12,323 a Be 7 53,29 d Li 6 7,5 0,028 70,7 p n, 940 0,037 abs< 0,05 0,00006 n,p p n Be 8 Li 7 92,5 He 5 He 6 He 7 808,1 ms 3,5 4 n Bo ,6 n,p ,0092 no Li ms - 1,25 2 1,6 Be ,8-10 a Li 9 178,3 ms 13,6 n 0,7 He ms ~ n n n Be 11 13,8 s 11,5 2125; ,77 Li 10 He 9 Be 12 24,4 ms 11,7 Li 11 8,7 ms 18; 20, ; 320; ; n; 2n 3n 6 8 Be ,332 0,332 0, ,02 n1 10,6 m 2 0,8 Fuentes de radiación ionizante - Capítulo 1 página 5

15 En este tipo de clasificación, originalmente propuesta por E. Segre, se representan los nucleidos conocidos (emisores artificiales, naturales o núcleos estables) en un sistema de ejes en el cual Z, número atómico, corresponde a las ordenadas yn=a-z,número de neutrones, a las abscisas. Los isótopos son nucleidos con el mismo número de protones y se encuentran ubicados horizontalmente uno al lado del otro. Los isótonos son nucleidos con el mismo número de neutrones y se encuentran ubicados verticalmente uno encima del otro. Los isóbaros son nucleidos con el mismo número de nucleones, A = N + Z,y se encuentran ubicados sobre una diagonal de pendiente negativa. En la Figura 4 se muestran esquemáticamente los aspectos mencionados. Figura 4. Esquema de la tabla de nucleidos ISÓBAROS ISÓTOPOS Z N ISÓTONOS Cada nucleido ocupa un cuadrado cuyo color identifica sus propiedades. Para cada nucleido se indica el símbolo, el número másico y la abundancia del mismo, si fuese estable. También figuran, el período de semidesintegración, el tipo o tipos de decaimiento radiactivo y la energía de la radiación emitida. Los elementos estables ocupan una estrecha franja indicada habitualmente con un grisado característico. En las Figuras 5 y 6 se pueden observar algunos detalles más específicos de la tabla de nucleidos. página 6 Capítulo 1 - Fuentes de radiación ionizante

16 Figura 5. Tipos de desintegración: colores y símbolos Nucleidos estables Radionucleidos primordiales, esto es, los producidos durante la formación de la materia terrestre y presentes en ella hasta el presente. + : Desintegración + : Captura electrónica - : Desintegración - : Desintegración Sf : Fisión espontánea p : Desintegración p + - sf p Los datos de la columna izquierda se refieren al estado metaestable y los de la derecha al estado fundamental. l : indica fotones emitidos en la transición al estado fundamental. l Indica que la asignación de datos de desintegración al estado metaestable o al estado fundamental es dudosa. Los isómeros de períodos cortos que se desintegran exclusivamente por fisión espontánea, se indican mediante un rectángulo vertical verde. sf Fuentes de radiación ionizante - Capítulo 1 página 7

17 Figura 6. Clasificación de los símbolos y datos ELEMENTOS 2450 Cd 112,41 Símbolo del elemento Peso atómico estándar basado en 12 C=12 Sección eficaz de absorción para neutrones térmicos (b) NUCLEIDOS ESTABLES Te ,95 0, ,90 Símbolo del elemento y número de nucleones Abundancia isotópica en el elemento natural expresada en por ciento atómico Secciones eficaces de los procesos (n, ) para la formación del 127m Te y del 127g Te con neutrones térmicos (b) Se 77 17,5s 7,6 I Símbolos del elemento y números de nucleones Lado izquierdo: período de semidesintegración del estado metaestable energía del fotón emitido durante la transición isométrica en kev Lado derecho: abundancia isotópica en el elemento natural en por ciento atómico; sección eficaz (n, ) para neutrones térmicos (b) NUCLEIDOS INESTABLES Tm ,6 d 1, _ e, 92 Símbolo del elemento y número de nucleones Período de semidesintegración Formas de desintegración; energía máxima de la radiación en MeV, energía del fotón en kev Electrones de conversión y sección eficaz (b) del proceso (n, ) para neutrones térmicos Sr 85 67,7m 64,9d I ; Símbolo del elemento y número de nucleones Períodos Ambos estados se desintegran por captura electrónica, pero el estado metaestable también pasa parcialmente al estado fundamental 5%<I <95% sf Am ,8 h 5, ; g Símbolo del elemento y número de nucleones Lado izquierdo: isómero que se desintegra espontáneamente por fisión Lado derecho: datos sobre la desintegración del estado fundamental. 240g 240m g indica que el hijo Pu se forma en por lo menos 95% y el Pu hasta 5%. página 8 Capítulo 1 - Fuentes de radiación ionizante

18 FUENTES NATURALES La humanidad ha evolucionado en un ambiente naturalmente radiactivo. La Tierra es bombardeada por rayos cósmicos del espacio y toda la materia contiene algunos rastros de sustancias radiactivas. Las personas están expuestas a la radiación externa, suma de la radiación cósmica y de la radiación emitida por los radionucleidos naturales existentes en la corteza terrrestre, y a la irradiación interna, debida a aquellos radionucleidos naturales incorporados a los alimentos, a las bebidas y presentes en el aire inhalado. La dosis media anual debida a todas estas fuentes combinadas es alrededor de 2,4 msv 1, con grandes variaciones alrededor de ese valor. RADIACIÓN CÓSMICA La radiación cósmica que llega a las capas superiores de la atmósfera de la Tierra proviene de más allá del sistema solar e incluso de más allá de nuestra galaxia; solo una fracción pequeña proviene del sol. Consiste, principalmente en: protones, partículas alfa, núcleos pesados, electrones y radiación gamma, con un amplio rango de distribución energética. La radiación cósmica primaria es alterada sustancialmente en su pasaje a través de la atmósfera, donde la mayor parte de la misma es absorbida antes de que llegue a nivel del mar. Consecuentemente, la altura sobre nivel del mar es el factor principal que influye en las dosis recibidas en las personas por radiación cósmica. La dosis media que reciben las personas, a nivel del mar, por radiación cósmica, es aproximadamente 0,4 msv 1 en un año. RADIACIÓN TERRESTRE El hombre está expuesto a irradiación externa proveniente de radionucleidos naturales contenidos en suelos y rocas, principalmente potasio 40, rubidio 87 y dos series de elementos radiactivos provenientes de la desintegración del uranio 238 y del torio 232. Los niveles de radiación terrestre dependen de la geología local, del contenido de humedad y de otras condiciones atmosféricas. La dosis media que las personas reciben por radiación terrestre es aproximadamente 0,5 msv 1 en un año, pero, hay grandes variaciones alrededor de este promedio; muchas personas reciben diez veces más, y algunas personas que, viviendo en zonas con ciertos tipos de arenas, reciben hasta cien veces el valor promedio. 1 Vease definición de dosis equivalente en el capítulo 2. Fuentes de radiación ionizante - Capítulo 1 página 9

19 Debido a las fuentes radiactivas naturales que se encuentran en el aire que respiramos, en el agua que bebemos y en los alimentos que ingerimos, el hombre es irradiado internamente. Esta dosis interna proviene, casi totalmente, del potasio 40 y del radón 222 y 220 y de sus productos de decaimiento. El potasio es un componente esencial de todas las células. Un hombre adulto tiene en su cuerpo alrededor de 100 gramos de potasio, de los que aproximadamente 16 miligramos corresponden al potasio 40. La dosis promedio recibida por esta fuente de radiación es aproximadamente 0,2 msv al año, y varía poco de persona a persona. El radón 222 y sus productos de decaimiento, así como en menor magnitud el radón 220 y sus productos de decaimiento, son las fuentes más importantes de exposición a la radiación para la mayoría de las personas. Provienen del decaimiento del uranio y del torio en la corteza terrestre. Estos gases son emanados de la tierra, a una tasa que depende de diferentes factores tales como: la geología y la condición del suelo, la cobertura vegetal, etc. Al aire libre, se dispersan rápidamente y sus concentraciones, y las dosis resultantes cuando se inhalan, son bajas. Sin embargo, cuando ellos penetran en un edificio, por ejemplo filtrándose a través del suelo, por antiguas cañerías de agua y desagüe, o son emitidos por los radionucleidos naturales contenidos en los materiales de construcción de pisos y paredes, las concentraciones suben, a menos que el edificio esté muy bien ventilado. Los radones son químicamente inertes y sólo ligeramente radiactivos, dando dosis directas muy pequeñas. Sin embargo, sus productos de decaimiento radiactivos (principalmente el polonio, bismuto e isótopos del plomo) son radiactivos, y se pegan a las partículas de polvo y gotas de agua. Éstas pueden inhalarse y depositarse en la superficie del pulmón el cual, por consiguiente, es irradiado. Un espectro muy amplio de dosis derivan de esta fuente, dependiendo de la geología local, los materiales y métodos de construcción, y de la ventilación de los edificios. La dosis promedio recibida debido a esta fuente de radiación es 1,3 msv 2 en un año, pero las exposiciones pueden llegar hasta cien veces el valor promedio, y en algunos casos raros y extremos, como por ejemplo, algunas casas construidas en terrenos de escombreras de antiguas minas de uranio, la dosis recibida puede ser más de mil veces el valor promedio. FUENTES ARTIFICIALES Los usos de la radiación y de los materiales radiactivos se han extendido enormemente, en particular desde el descubrimiento y desarrollo de la fisión nuclear y la disponibilidad de una extensa variedad de radionucleidos artificiales. Muchas personas se han beneficiado de una u otra manera, con las aplicaciones de las fuentes artificiales de radiación, como por ejemplo, con los usos médicos, la producción de energía eléctrica, la industria manufacturera, el control en la agricultura. Pero todas estas aplicaciones producen exposiciones a la radiación. 2 Véase definición de dosis equivalente en el capítulo 2. página 10 Capítulo 1 - Fuentes de radiación ionizante

20 APLICACIONES DE LAS RADIACIONES CONSERVACIÓN DE ALIMENTOS Irradiando papas y cebollas con radiación gamma, que generalmente proviene de una fuente de cobalto 60, se inhibe la formación de brotes durante su almacenamiento. El brote se produce a expensas de los nutrientes en los tubérculos y los bulbos, causando una progresiva disminución de peso y calidad hasta hacerlas ineptas para el consumo. La irradiación de bulbos y tubérculos comestibles con radiación gamma evita el brote papa normal papa irradiada El tratamiento con dosis de 80 a 130 Gy de radiación gamma llega a inhibir total y definitivamente el brote, ya que las células germinales pierden su capacidad de reproducción debido a que la radiación perturba el metabolismo de los ácidos nucleicos. INVESTIGACIÓN AGRÍCOLA Mediante la técnica de autorradiografiado es posible estudiar la forma en que se distribuyen los fertilizantes en las plantas. Se emplean fertilizantes que poseen en su composición un radionucleido como, por ejemplo, fosfatos conteniendo fósforo 32 (emisor de radiación beta). CONTROL DE PLAGAS Si se irradian semillas antes de ser sembradas se pueden inducir mutaciones, algunas de las cuales son de interés agrícola por poseer un gran rendimiento y alta resistencia a los insectos nocivos. Existe una técnica para la eliminación de insectos nocivos que se denomina método de la suelta de machos estériles. Primero se crían en el laboratorio grandes cantidades de moscas y se los expone a una dosis no letal de radiación que es suficiente para volver estériles a los machos. Luego se sueltan en el campo, donde su apareamiento con los insectos silvestres resulta improductivo. Cuando se extingue la generación procreadora, sólo quedan los descendientes de las copulaciones entre insectos silvestres. Fuentes de radiación ionizante - Capítulo 1 página 11

21 Si se repite la suelta en masa de machos estériles, llegará un momento en que los insectos silvestres serán tan escasos que no podrán encontrar parejas fecundas. De esta forma, se puede eliminar de una zona la plaga en cuestión. El éxito de este procedimiento se debe a que las hembras son copuladas una sola vez. Esta técnica se empleó para combatir a las larvas que viven en las llagas y heridas de los animales de sangre caliente (como el ganado vacuno). También se combaten en esta forma a la mosca de la fruta del Mediterráneo yalapolilla de la manzana. La irradiación de granos, como el trigo y el arroz, con radiación gamma, permite eliminar insectos de los mismos. La dosis de radiación empleada está comprendida entre 100 y 1000 Gy. Irradiando alimentos se logra el control de insectos, como los gorgojos, y de parásitos en carnes y verduras. Con dosis muy elevadas se consigue la eliminación de bacterias, descartándose de esta forma el peligro de intoxicación debido a la contaminación bacteriana. MEDICINA Empleando radiación gamma se esterilizan gasas, jeringas y material quirúrgico. Las dosis empleadas son elevadísimas y están comprendidas entre y Gy. En general, cuanto más primitivo es el organismo a eliminar con el empleo de radiación, mayor es la dosis que se necesita. DIAGNÓSTICO DE ENFERMEDADES La glándula tiroides absorbe el yodo que se ingiere con los alimentos. Para el estudio de esta glándula se administra al paciente uno de los isótopos radiactivos del yodo. La radiación que emite, una vez fijado en la glándula tiroides, es detectada por un equipo que reproduce la imagen de la misma. Esta técnica se denomina centellografía y la imagen obtenida, centellograma. Empleando otros radionucleidos es posible detectar lesiones y tumores en distintos órganos. Centellograma (relación pulmón/corazón) página 12 Capítulo 1 - Fuentes de radiación ionizante

22 Centellograma de todo el cuerpo TRATAMIENTO También se emplea radiación para destruir células cancerosas, ya sea insertando agujas de un material radiactivo en la zona afectada o bien irradiando con radiación x ó gamma proveniente de aceleradores de partículas o fuentes de cobalto 60. Equipo de radioterapia Fuentes de radiación ionizante - Capítulo 1 página 13

23 INDUSTRIA La capacidad que posee la radiación gamma de atravesar metales se aprovecha para obtener radiografías de los mismos, que reciben el nombre de gammagrafías. De esta forma se pueden detectar imperfecciones en piezas metálicas, principalmente en las soldaduras. Los equipos de gammagrafía tienen ciertas ventajas sobre los equipos de rayos x convencionales, ya que son portátiles y no necesitan una fuente exterior de energía. El espesor de productos que se fabrican en películas o láminas en forma continua puede ser medido empleando radiación. El equipo consiste en una fuente emisora que se coloca por encima del material cuyo espesor se quiere controlar. Un detector situado debajo indica la intensidad de la radiación que atraviesa el material, que decrece si aumenta el espesor. Se puede controlar el nivel del líquido contenido en un tanque o un equipo empleando radiación gamma, de forma tal que cuando llega a la altura a que está colocada la fuente se produce una fuerte disminución de la intensidad de la radiación en el otro extremo del recipiente. Muchas reacciones químicas se producen en presencia de radiación. Un ejemplo es la reacción por la cual se endurece la resina poliéster con la que se impregnan maderas blandas, a las que se les confieren mejores características como ser resistencia al agua y a la abrasión. En la polimerización del polietileno se obtiene un producto de mayor resistencia mecánica a altas temperaturas cuando se realiza en presencia de radiación. En la industria textil y en las que se fabrican películas plásticas, se emplean radionucleidos que emiten radiación alfa, como el polonio 210, para neutralizar la electricidad estática que adquieren por rozamiento. De esta forma se evitan riesgos de incendios originados por chispas producidas entre el material cargado eléctricamente y las partes metálicas de la maquinaria. Se pueden realizar estudios de la lubricación y desgaste de las partes móviles de maquinarias empleando un isótopo radiactivo de un metal, como el hierro 59. Al desgastarse la pieza con el uso pasa parte del material radiactivo al lubricante, donde es detectado. Por esta técnica se puede estudiar el desgaste de un pistón en un motor. ARQUEOLOGÍA Y PALEONTOLOGÍA Todos los seres vivos, ya sean animales o plantas, contienen carbono. Un porcentaje muy pequeño de ese carbono es radiactivo (carbono 14). El carbono 14 se genera continuamente en la alta atmósfera por reacción de los núcleos de nitrógeno 14 con neutrones provenientes de los rayos cósmicos. página 14 Capítulo 1 - Fuentes de radiación ionizante

24 El carbono 14 se transforma luego en dióxido de carbono radiactivo y en esta forma es asimilado por los vegetales que contienen clorofila mediante la fotosíntesis. Al alimentarse los animales herbívoros incorporan carbono 14 proveniente de las plantas. Cuando el animal o la planta mueren, dejan de incorporar CO 2 ; el contenido de carbono 14 disminuye con el tiempo, ya que al emitir una radiación beta negativa se convierte en nitrógeno 14, que es estable. Algo similar ocurre con la argamasa ya que cuando termina de fraguar deja de incorporar CO 2. Cada 5730 años, el contenido de carbono 14 se reduce a la mitad del valor inicial ya que ese es su período de semidesintegración. Por lo tanto, midiendo la actividad del carbono 14 presente en los restos de animales, plantas u objetos confeccionados por el hombre hace miles de años, es posible conocer su contenido, que, comparado con el total de carbono, permite determinar su antigüedad. Por este método es posible determinar edades de hasta años. Otros métodos basados en relaciones isotópicas permiten estimar edades de hasta centenares de millones de años. HIDROLOGÍA El movimiento de las corrientes de aguas subterráneas se puede rastrear agregando a las mismas un radionucleido. Esto permite descubrir depósitos subterráneos de agua que pueden utilizarse en el riego. Otra aplicación la constituye el estudio del movimiento de los sedimentos en los lechos de los ríos y en las costas marinas. Determinaciones de este tipo se han hecho en el Río de la Plata y en el puerto de Mar del Plata, en relación con los trabajos de dragado. INVESTIGACIÓN BIOLÓGICA Como se mencionó al tratar las aplicaciones en alimentos, los radionucleidos permiten estudiar la velocidad de absorción y distribución de sustancias nutrientes en las plantas. Una de las aplicaciones más importantes en esta ciencia permitió estudiar en 1948 el mecanismo de la fotosíntesis, empleando dióxido de carbono conteniendo carbono 14. También se estudian con radionucleidos los ciclos vitales, migración y hábitos alimentarios de insectos, peces y otros animales. Fuentes de radiación ionizante - Capítulo 1 página 15

25 PRODUCCIÓN DE ENERGÍA ELÉCTRICA La producción de energía eléctrica a partir de combustible nuclear en una central nuclear es una importante aplicación de las radiaciones ionizantes. Existen en la Argentina dos centrales nucleares en funcionamiento denominadas central nuclear Atucha I (CNA I), en la localidad de Lima, provincia de Buenos Aires y la central nuclear Embalse (CNE), sita en Embalse, provincia de Córdoba. Una tercera central, vecina a la CNA I, se halla actualmente en etapa de construcción. La generación de electricidad en centrales nucleares es una de las etapas del ciclo de combustible nuclear. Este ciclo comprende la minería y procesado del uranio, la fabricación de elementos combustibles para reactores, la operación misma de las centrales eléctricas, y el transporte, tratamiento y la gestion de los productos de residuos radiactivos. DOSIS MEDIA ANUAL En la Figura 7 pueden observarse las diferentes contribuciones a la dosis efectiva media anual debida a fuentes naturales y artificiales de radiación. Figura 7. Dosis efectiva media anual (msv) 2,4 0,01 0,4 0,001 Fuentes naturales Precipitación radiactiva Aplicaciones médicas Generación nucleoeléctrica BIBLIOGRAFÍA ATTIX, F.H. Introduction to Radiological Physics and Radiation Dosimetry. New York, J. Wiley, CEMBER, H. Introduction to Health Physics. 3. ed. New York, McGraw Hill, NATIONAL RADIOLOGICAL PROTECTION BOARD. Living with Radiation. 5.ed. London, NRPB, página 16 Capítulo 1 - Fuentes de radiación ionizante

26 SOCIEDAD ARGENTINA DE RADIOPROTECCIÓN. Radiación. Dosis, Efectos, Riesgos. Boletín de la Sociedad Argentina de Radioprotección. No. Extraordinario. Buenos Aires, SAR, UNITED NATIONS SCIENTIFIC COMMITTEE ON THE EFFECTS OF ATOMIC RADIATION. UNSCEAR 1988 Report to the General Assembly, with annexes. Sources, Effects and Risks of Ionizing Radiation. New York, United Nations, UNITED NATIONS SCIENTIFIC COMMITTEE ON THE EFFECTS OF ATOMIC RADIATION. UNSCEAR 1993 Report to the General Assembly with Scientific Annexes. Sources and Effects of Ionizing Radiation. New York, United Nations, Fuentes de radiación ionizante - Capítulo 1 página 17

27 2 capítulo MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS La definición precisa de conceptos y magnitudes utilizadas para cuantificar la exposición a las radiaciones ionizantes es esencial para evaluar los efectos de dicha exposición. Por esta razón, durante la realización del primer Congreso Internacional de Radiología (Londres 1925) se creó la ahora denominada Comisión Internacional de Mediciones y Unidades de Radiación (ICRU, sigla en inglés) cuya función ha sido definir unidades y magnitudes de radiación. Sus primeras recomendaciones datan del año 1927, oportunidad en que define una unidad para la cantidad de rayos x basada en la ionización del aire, el roentgen. Para la radioprotección, otro organismo internacional conocido actualmente como la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP, sigla en inglés) y creada en ocasión del segundo Congreso Internacional de Radiología (Estocolmo 1928) trabaja en estrecha relación con el ICRU. El contenido de este capítulo y el siguiente se basa en las recomendaciones de ambas comisiones (ICRU e ICRP). A continuación se especifican algunos términos que serán utilizados en las definiciones de las magnitudes dosimétricas básicas. IONIZACIÓN Proceso mediante el cual uno o más electrones son liberados de átomos, moléculas o cualquier otro estado ligado en que se encuentren. Si la energía impartida al electrón no es suficiente para arrancarlo del átomo, pero alcanza para que adquiera un estado de mayor energía, se dice que se ha producido un proceso de excitación. RADIACIÓN IONIZANTE Partículas, con o sin carga eléctrica, capaces de causar ionización y excitación en los átomos de cualquier medio que atraviesan. RADIACIÓN DIRECTAMENTE IONIZANTE Está constituida por partículas cargadas eléctricamente tales como electrones, protones, deuterones y partículas alfa. RADIACIÓN INDIRECTAMENTE IONIZANTE Está constituida por partículas sin carga eléctrica, típicamente fotones y neutrones. Magnitudes dosimétricas - Capítulo 2 página 19

28 INTERACCIÓN Proceso en el cual la energía o la dirección de la trayectoria de la partícula incidente, es alterada. La interacción puede ser seguida de la emisión de una o varias partículas secundarias. EVENTO DE DEPOSICIÓN DE ENERGÍA Evento en el cual una partícula ionizante o el grupo de partículas ionizantes asociadas (secundarias a ella), imparten energía en un volumen dado de materia. PUNTO DE INTERÉS Es el volumen elemental de material expuesto a la radiación en el que se mide una dada magnitud. MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS BÁSICAS En la tabla siguiente se describen las magnitudes físicas que caracterizan un campo de radiación: Definición Símbolo Unidad Expresión Flujo de partículas Es el cociente de dn por dt, donde dn es el incremento del número de partículas en el intervalo de tiempo dt. Fluencia de partículas Es el cociente dn por da, donde dn es el número de partículas incidentes sobre una esfera cuya sección transversal tiene un área elemental da.* N s -1 N dn dt m -2 dn da Tasa de fluencia de partículas Es el cociente de d por dt, donde d es el incremento de partículas en un intervalo de tiempo dt. 2 d dn m -2.s -1 dt da. dt Flujo de energía Es el cociente de dr por dt, donde dr es el incremento de la energía radiante en un tiempo dt. R J.s -1 =W R dr dt Fluencia de energía Es el cociente de dr por da, donde dr es el incremento de la energía radiante incidente sobre una esfera cuya sección transversal tiene un área elemental da. J.m -2 dr da Tasa de fluencia de energía Es el cociente de d por dt, donde d es el incremento de la fluencia de energía en el intervalo de tiempo dt. 2 d dr J.m -2.s -1 = W.m -2 dt da. dt *Nota: El área da debe ser perpendicular a cada dirección de la radiación; para asegurar esta condición se considera que la radiación incide sobre una esfera de volumen elemental cuya sección transversal es da, la que puede adoptar cualquier orientación. página 20 Capítulo 2 - Magnitudes dosimétricas

29 ENERGÍA IMPARTIDA Los eventos de deposición de energía son de carácter discreto y su ocurrencia en un punto de la materia irradiada responde a una descripción probabilística para los diferentes modos posibles de interacción. La correlación entre la energía de radiación que es recibida por la materia expuesta y el efecto observado se obtiene como un balance entre la energía transportada por las partículas que ingresan y las que egresan de esa masa incluyendo los cambios producidos en la masa en reposo. La energía impartida por la radiación ionizante a la materia contenida en un volumen dado se define como: Unidad: joule (J) donde, in, es la suma de las energías, excluyendo energías de masas en reposo, de todas las partículas directa o indirectamente ionizantes que hayan entrado al volumen considerado. in out Q out, es la suma de las energías, excluyendo energías de masas en reposo, de todas las partículas directa o indirectamente ionizantes que hayan abandonado el volumen considerado. Q, es la suma de las energías equivalentes a las masas en reposo generadas o destruidas durante las transformaciones de núcleos y de partículas elementales que hayan ocurrido dentro del volumen considerado. Las magnitudes asociadas con la deposición de energía que las radiaciones ionizantes entregan al atravesar un medio material, se describen en la siguiente tabla: Definición Símbolo Unidad Expresión Energía impartida específica Se define como el cociente entre la energía impartida y la masa irradiada, contenida en el volumen considerado. Dosis absorbida Es el cociente entre d y dm, donde d es la energía impartida media por la radiación ionizante a una masa dm de materia. Tasa de dosis absorbida La tasa de dosis es el cociente entre dd y dt, donde dd es el incremento de la dosis absorbida en el intervalo de tiempo dt. Kerma Es el cociente entre de tr y dm, donde de tr es la suma de las energías cinéticas iniciales de todas las partículas ionizantes cargadas, liberadas por partículas ionizantes sin carga en la masa dm. Tasa de kerma Es el cociente entre dk y dt, donde dk es el incremento de kerma producido en el intervalo dt. z J.kg -1 z m D J.kg -1 ó gray (Gy) D d dm D J.kg -1.s -1 o Gy.s -1 D dd dt de K J.kg -1 tr K dm K dk J.kg -1.s -1 o Gy. s -1 K dt Magnitudes dosimétricas - Capítulo 2 página 21

30 Definición Símbolo Unidad Expresión Transferencia lineal de energía La transferencia lineal de energía L, también llamada poder frenador lineal restringido, de un material para partículas cargadas es el cociente entre de y dl, donde de es la energía perdida por la partícula cargada al atravesar una distancia dl, debido a todas las colisiones con electrones cuya pérdida de energía es menor o igual que. L J.m -1 o kev. m 1 de L dl Cuando no se pone restricción al intervalo de energía se habla de transferencia lineal de energía no restringida. En ese caso, se tiene L L. EXPOSICIÓN La magnitud exposición X, se define como el cociente: Unidad: C.kg -1 dq X dm donde dq es el valor absoluto de la carga total de los iones de un signo producidos en aire cuando todos los electrones liberados por fotones, en un volumen elemental de aire cuya masa es dm, son completamente frenados en aire. La carga se mide en coulomb (C). La unidad práctica adoptada originalmente para esta magnitud, posee el nombre especial de roentgen (R), con una equivalencia: 1 R = 2, C.kg -1. En la actualidad se recomienda abandonar el uso la magnitud exposición empleando, en su lugar, la magnitud kerma en aire y su correspondiente unidad, el Gy. FACTOR DE CALIDAD DE LA RADIACIÓN, Q El factor de calidad Q es un coeficiente adimensional definido en función de la transferencia lineal de energía no restringida L en agua. La relación funcional Q(L) propuesta por la publicación 60 del ICRP, se muestra en la Tabla 1. Las radiaciones xy se consideran radiaciones de baja L (en la práctica suele decirse de baja LET). Por su parte, las partículas, los núcleos atómicos y los neutrones son radiaciones de alta L o, equivalentemente, de alta LET. Tabla 1. Relación funcional Q(L) L (kev/ m) en agua Q(L) < a 100 0,32L - 2,2 > / L La dosis absorbida multiplicada por dicho factor se denomina equivalente de dosis, conforme a la publicación 60 del ICRP y se utiliza solamente con fines de calibración. página 22 Capítulo 2 - Magnitudes dosimétricas