Introducción

Las radiaciones ionizantes tienen múltiples aplicaciones beneficiosas para el hombre, pero si son utilizadas inadecuadamente pueden producir efectos perjudiciales en la salud de las personas y en el medio ambiente. Por ello es necesario disponer de un sistema de protección radiológica, que regule el uso de las radiaciones ionizantes.

Distinguimos entre irradiación y contaminación:

Se denomina irradiación o exposición, a la acción de someter a una persona u objeto a las radiaciones ionizantes. Cuando la fuente de radiación se encuentra fuera del individuo se habla de irradiación externa.

Se denomina contaminación, cuando una sustancia radiactiva no deseada se deposita en la superficie del cuerpo o es incorporada en él. Si las sustancias radiactivas se depositan sobre la piel del individuo se trata de una contaminación externa, mientras que si se incorporan en el organismo por ingestión, inhalación o a través de heridas, se produce una contaminación interna. En este caso, las sustancias radiactivas se comportan en el interior del organismo como fuentes de radiación, es decir producen irradiación de los tejidos u órganos en los que se depositen.

Protección radiológica

La protección radiológica es el conjunto de medidas establecidas por los organismos competentes para la utilización segura de las radiaciones ionizantes y garantizar la protección de los indivi¬duos, de sus descendientes, de la población en su conjunto, así como del medio ambiente, frente a los posibles riesgos que se deriven de la exposición a las radiaciones ionizantes.

La protección radiológica tiene un doble objetivo: proteger a las personas y el medio ambiente de los efectos nocivos de la radiación, pero sin limitar indebidamente las prácticas que, dando lugar a exposición a las radiaciones, suponen un beneficio para la sociedad o sus individuos.

Para conseguir cumplir el objetivo fundamental de la protección radiológica se establecen tres principios básicos:

• Justificación: Toda actividad que pueda incrementar la exposición a radiaciones ionizantes debe producir el suficiente beneficio a los individuos expuestos o a la sociedad como para compensar el perjuicio debido a la exposición a la radiación.
• Optimización: Para cualquier fuente de radiación, las dosis individuales, el número de personas expuestas, y la probabilidad de verse expuestas, deben mantenerse tan bajas como sea razonablemente posible, teniendo en cuenta consideraciones sociales y económicas
• Limitación de dosis: La exposición individual al conjunto de las fuentes de radiación susceptibles de control, ha de estar sujeta a límites en la dosis recibida y, en el caso de exposiciones potenciales, a cierto control del riesgo. Estos límites son diferentes para el público y para los trabajadores profesionalmente expuestos. Una persona se considera profesionalmente expuesta si como consecuencia de su actividad laboral, está expuesta a radiaciones ionizantes con una probabilidad de recibir 1/10 de los límites de dosis. El resto de las personas se consideran miembros del público.

Tabla 4. Límites de dosis para trabajadores y público.

La protección radiológica considera que existen tres situaciones de exposición posibles:

• Situaciones de exposición planificada que son aquéllas que involucran la introducción y la operación planificada de fuentes.
• Situaciones de exposición de emergencia que son situaciones inesperadas, que demandan una atención urgente, como las que pueden sobrevenir durante la operación de una situación planificada (accidente) o de un acto malévolo.
• Situaciones de exposición existente que son estados de exposición que existen cuando tiene que ser tomada una decisión sobre su control, como las causadas por la radiación de fondo natural (radón).

A cada una de ellas se aplican los principios fundamentales de la justificación y la optimización de la protección. Los límites de dosis (individual) se aplican a las situaciones de exposición planificada, pero no se aplican a situaciones de emergencia. En estas últimas existen unos niveles de dosis de referencia.

La dosis de radiación recibida por un individuo al permanecer en las proximidades de una fuente de radiación, depende de tres factores:

• Distancia entre la fuente de radiación y el individuo: la dosis recibida disminuye proporcionalmente según aumente la distancia entre fuente e individuo.
• Tiempo de permanencia: la dosis recibida aumenta a mayor tiempo de exposición a la radiación.
• Blindaje interpuesto entre la fuente de radiación y el individuo: el blindaje tiene por misión reducir la exposición a las radiaciones ionizantes en las personas situadas en las proximidades de una fuente radiactiva. El tipo de blindaje depende del tipo de radiación y de su energía.

Protección de los trabajadores

Como se ha comentado anteriormente, uno de los principios básicos de la protección radiológica es la limitación de dosis. En el caso de los trabajadores, el límite de dosis efectiva es de 20 mSv al año, pudiéndose promediar en cinco años consecutivos, es decir en esos cinco años se podrá recibir un total de 100 mSv, siempre y cuando en un año no se superen los 50 mSv. Existen límites de dosis equivalente para tejidos u órganos concretos: cristalino (150 mSv al año), piel (500 mSv al año; límite que se aplica a la dosis promediada sobre cualquier superficie de 1 cm2, con independencia de la zona expuesta) y manos, antebrazos, pies y tobillos (500 mSv al año).

Para poner en práctica la protección radiológica de los trabajadores, hay que establecer medidas de control y vigilancia para prevenir su exposición a radiaciones ionizantes y que no se superen los límites de dosis antes mencionados. Entre estas medidas se encuentran:

• Evaluar las condiciones laborales.
• Clasificar y señalar los lugares de trabajo según la cantidad de radiación que pueda existir.
• Clasificar a los trabajadores en diferentes categorías según sus condiciones de trabajo.
• Realizar una vigilancia radiológica de los trabajadores profesionalmente expuestos, mediante dosímetros.
• Establecer programas de información y formación en protección radiológica.
• Aplicar las normas y medidas de vigilancia y control de las diferentes zonas
• Hacer una vigilancia médica periódica por servicios de prevención autorizados.

Delimitación de las zonas dentro de las instalaciones radiactivas

Según la forma en que se pueda producir la exposición a radiación en los trabajadores (irradiación externa, contaminación o ambas), las zonas de trabajo se clasifican en:

• Zona vigilada. Es aquella zona en la que existe la posibilidad de recibir dosis efectivas superiores a 1 mSv por año oficial o una dosis equivalente superior a 1/10 de los límites de dosis equivalentes para el cristalino (150 mSv), la piel y las extremidades (500 mSv).
• Zona controlada. Es aquella zona en la que: (1) Existe la posibilidad de recibir dosis efectivas superiores a 6 mSv por año oficial o una dosis equivalente superior a 3/10 de los límites e dosis equivalentes para el cristalino (150 mSv), la piel y las extremidades (500 mSv), o (2) Es necesario seguir procedimientos de trabajo con objeto de restringir la exposición a la radiación ionizante, evitar la dispersión de contaminación radiactiva o prevenir o limitar la probabilidad y magnitud de accidentes radiológicos o sus consecuencias.

Las zonas controladas se podrán subdividir en:

• Zonas de permanencia limitada: son aquéllas en las que existe el riesgo de recibir una dosis superior a los límites de dosis (100 mSv durante todo período de cinco años oficiales consecutivos, sujeto a una dosis efectiva máxima de 50 mSv en cualquier año oficial).
• Zonas de permanencia reglamentada: son aquéllas en las que existe el riesgo de recibir en cortos períodos de tiempo una dosis superior a los límites de dosis y que requieren prescripciones especiales desde el punto de vista de la optimización.
• Zonas de acceso prohibido: son aquéllas en las que existe el riesgo de recibir, en una exposición única, dosis superiores a los límites de dosis.

La clasificación de los lugares de trabajo en las zonas establecidas deberá estar siempre actualizada de acuerdo con las condiciones reales existentes, por lo que será revisada si existieran variaciones de las condiciones de trabajo.

Para combatir el peligro de contaminación en las zonas susceptibles de ello se utilizan vestuarios (figura 17). En los vestuarios se debe cambiar la ropa de calle a la pertinente indumentaria para el trabajo antes de entrar en la zona controlada dosimétricamente. Al finalizar se debe desvestir siempre siguiendo un procedimiento que evita el arrastre de la contaminación que pudiera haberse adherido a la ropa.

Por último, si los detectores de barrera detectan contaminación, las instalaciones están dotadas de duchas que se utilizan como última medida de descontaminación. Lo más importante es que las barreras no pueden ser traspasadas hasta que los detectores no den como bueno el chequeo del individuo.

Protección de las personas

Al igual que en el caso de los trabajadores, existen unos límites de dosis para el público que no pueden superarse por ley. El límite de dosis efectiva para el público es de 1 mSv al año, siendo los límites de dosis equivalentes para cristalino de 15 mSv al año y para la piel de 50 mSv al año (este límite se aplicará a la dosis promediada sobre cualquier superficie cutánea de 1 cm2, con independencia de la superficie expuesta).

Es importante saber que en los límites de dosis, tanto de trabajadores como del público, no se incluyen las dosis recibidas de la radiación natural de fondo, ni aquellas que puedan recibirse como consecuencia de tratamientos médicos.

El Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) mantiene un estricto programa de vigilancia de todas y cada una de las instalaciones radiactivas y nucleares que existen en España, para garantizar que el funcionamiento de las mismas sea seguro para el público y los trabajadores.

En España existen diversos planes de vigilancia radiológica ambiental, controlados por el CSN, que tienen como objetivo asegurar que no se producen exposiciones a radiaciones ionizantes, debido a la presencia de radiactividad en el medio ambiente. Estos planes se encargan de controlar la radiactividad en el exterior de las instalaciones, el cumplimiento de las normas españolas e internacionales y la colaboración con las autoridades.

En España contamos con la Red de Vigilancia Radiológica Ambiental (REVIRA) que constituye un medio eficaz para conocer y controlar los niveles de radiactividad en todo el territorio nacional.

Esta red está constituida por otras dos redes:

• La Red de Estaciones Automáticas (REA), que mide de forma continua y en tiempo real la radiación gamma y la concentración radiactiva en el aire, dando la alerta en caso de incidente o accidente radiológico.
• La Red de Estaciones de Muestreo (REM), que permite analizar en laboratorio la radiactividad en muestras de partículas de polvo en aire, suelo, agua potable, aguas continentales y marinas y alimentos.

Pulsando sobre el siguiente mapa nos redirigimos a la página web del CSN done se puede consultar la tasa de dosis gamma media diaria y mensual (µSv/h):

Situación en Japón

Después del accidente, las autoridades japonesas aplicaron los niveles de referencia de las dosis prudentes que figuraban en las recomendaciones de la ICRP recientes. La aplicación de algunas de las acciones y medidas de protección resultó difícil para las autoridades competentes y muy problemática para las personas afectadas.

Hubo algunas diferencias entre los criterios y orientaciones nacionales e internacionales para el control del agua potable, los alimentos y los productos de consumo no comestibles a plazo más largo después del accidente, una vez terminada la fase de emergencia.

Las personas estuvieron expuestas a la radiación atribuible al accidente por varias rutas diferentes, denominadas vías de exposición, como podemos observar en la figura 18.

La protección de los niños fue una preocupación especial de los padres en las zonas afectadas por el accidente. A los efectos de la protección, las recomendaciones actuales de la ICRP utilizan un coeficiente de riesgo ajustado al detrimento para toda la población, incluidos los niños, que es superior (en un 30 % aproximadamente) al de la población adulta. Esta diferencia se refleja en las recomendaciones y normas internacionales sobre protección radiológica.

Las consecuencias del terremoto, el tsunami y el accidente tuvieron que afrontarse en una situación de colapso de la infraestructura local. Debido al terremoto y al tsunami, muchos servicios públicos, viviendas y empresas habían quedado destruidos o dañados, y el acceso a las comunicaciones telefónicas y a Internet, los suministros de electricidad, gas y agua potable, el transporte público y la distribución de alimentos, gasolina y petróleo para la calefacción estaban gravemente afectados. La temperatura exterior era baja, caía lluvia y nieve, y la calefacción era insuficiente. Por ello, muchos residentes no podían permanecer en los albergues por períodos prolongados sin ropa gruesa ni abrigos.

Estas difíciles condiciones afectaron a la ejecución de las medidas protectoras necesarias para salvaguardar a la población de la exposición a la radiación. Por ejemplo, las personas que se encontraban en albergues no pudieron ser descontaminadas mediante el lavado, porque en la mayoría de los albergues el agua estaba racionada y se reservaba para beber.

Las normas internacionales de seguridad para la protección radiológica en vigor en la época del accidente eran las Normas Básicas Internacionales de Seguridad para la Protección Contra la Radiación Ionizante y para la Seguridad de las Fuentes de Radiación de 1996, o las NBS de 1996. Estas normas prescribían que la dosis efectiva adicional que recibieran las personas como resultado de las prácticas planificadas y reguladas se limitara a 1 mSv por año (en circunstancias especiales, podía aplicarse una dosis efectiva de hasta 5 mSv a condición de que la dosis efectiva promedio de cinco años consecutivos no excediera de 1 mSv anual). Las NBS de 1996 subrayaban que estos límites de dosis no se aplicaban a las decisiones sobre la conveniencia y la modalidad de una intervención en caso de accidente, en que debería prestarse atención a las dosis proyectadas y a las posibles reducciones de las dosis evitables y las dosis residuales posteriores. Las prescripciones de las NBS de 1996 relacionadas específicamente con las emergencias establecían niveles de intervención genéricos para la adopción de medidas en una emergencia, como la orden de permanecer en espacios interiores, la evacuación y el bloqueo de la glándula tiroides, y niveles de acción genéricos para los alimentos.

Además, en 2002 el IAEA había publicado normas de seguridad que contenían requisitos específicos para la preparación y respuesta frente a una emergencia nuclear o radiológica, con inclusión de criterios de dosis para la aplicación de medidas protectoras, como la orden de permanecer en espacios interiores, la evacuación y el bloqueo de la glándula tiroides con yodo. Estas normas establecían requisitos para un adecuado nivel de preparación y respuesta en situaciones de emergencia nuclear o radiológica con el fin de reducir al mínimo las consecuencias de una emergencia, si llegara a producirse (en la sección 3 figura más información a este respecto).

En la época del accidente, las NBS de 1996 se estaban revisando, entre otras cosas, a la luz de las nuevas recomendaciones generales de la ICRP que se habían publicado en 2007. Justo antes del accidente, la ICRP había publicado recomendaciones específicas sobre la aplicación de sus nuevas recomendaciones para la protección de las personas en situaciones de exposición de emergencia y de los residentes en zonas con contaminación de larga duración después de un accidente nuclear o una emergencia radiológica.

Las recomendaciones de la ICRP de 2007 habían revisado el enfoque para hacer frente a las situaciones de exposición de emergencia, incluido el concepto del nivel de referencia para su uso en las estrategias de protección. El nivel de referencia recomendado era una dosis efectiva (ya sea aguda o anual) que podía ser superior a 20 mSv pero no a 100 mSv. Esta debía ser la base para establecer los criterios generales relativos a la adopción de medidas protectoras individuales en las situaciones inhabituales, en muchos casos extremas, en que las medidas tomadas para reducir las exposiciones tuvieran un efecto perturbador, en el entendimiento de que una dosis efectiva que se aproximara a los 100 mSv justificaría casi siempre una medida de protección. Para las etapas de la rehabilitación después de un accidente, el nivel de referencia podía ser superior a 1 mSv, pero sin exceder de 20 mSv. Las nuevas recomendaciones destacaban también que el valor escogido como nivel de referencia dependería de las circunstancias concretas de la exposición de que se tratara.

Algunas medidas protectoras plantearon grandes dificultades a las autoridades y enormes problemas a las personas y comunidades afectadas. El refugio en albergues y la evacuación fueron particularmente perturbadores para unas 160 000 personas que se vieron aisladas de sus comunidades y solo tenían acceso a artículos limitados para satisfacer sus necesidades cotidianas. Finalmente esas personas fueron reubicadas, pero sus condiciones de vida normales se vieron gravemente afectadas. El empleo y la participación en actividades comunitarias eran limitados. Las perspectivas eran inciertas y la planificación para el futuro, muy difícil.

La población, que ya había sufrido las consecuencias del terremoto y el tsunami, se vio sometida también al estrés físico y psicológico adicional del refugio en albergues, la evacuación y la reubicación. Las restricciones impuestas a los productos de consumo público fueron importantes y necesarias, pero causaron daños económicos y sociales o de reputación a los productores locales.