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Centrales nucleares parte 2 - Monografía



 
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Central Nuclear de Embalse (CNE)


La segunda planta generadora de energía eléctrica a partir de la fisión nuclear, que empezó a funcionar en el país fue la Central Nuclear de Embalse Río Tercero, situada en la provincia de Córdoba. Con una potencia neta de diseño de 600 megavatios eléctricos (MWe), su construcción comenzó en 1974 y fue inaugurada el 3 de mayo de 1983.

Fue construida por un consorcio ítalo-canadiense, integrado por las empresas Atomic Energy of Canada Ltd. (AECL) e Italimpiante S.P.A. (IT). En la obra participaron la propia CNEA y empresas argentinas del sector privado.

Ubicación Geográfica



La Central Nuclear de Embalse se encuentra situada a 110 kilómetros al Sudoeste de la Ciudad de Córdoba. Sus instalaciones se hallan en la costa sur del Embalse del Río Tercero, a 665 metros por sobre el nivel del mar.


Descripción General



La generación de la energía eléctrica está basada en un reactor nuclear de uranio natural, del tipo CANDU, refrigerado (sistema primario) y moderado por agua pesada.

Este tipo de reactor utiliza tubos a presión en lugar de un recipiente presurizado (ver Atucha) para contener el refrigerante primario. Este sistema separa el moderador del refrigerante. Se usa agua pesada como moderador y refrigerante.

El núcleo del reactor está contenido en un gran tanque cilíndrico horizontal llamado calandria. La calandria contiene una serie de tubos horizontales que recorren la misma desde un extremo hasta el otro (ver Fig. 1).

A su vez, dentro de los tubos de la calandria hay tubos más pequeños que albergan manojos combustibles de 50 cm de largo que contienen uranio natural en forma de pastillas cerámicas (ver Fig. 2). El recambio de estos combustibles es continuo y se realiza durante la operación del reactor (”on line”).

El agua pesada del refrigerante (sistema primario) es bombeada a través de los tubos que contienen los manojos combustibles para recoger el calor generado en ellos. El agua pesada recalentada viaja hacia los intercambiadores de calor o generadores de vapor, donde a través de paredes metálicas se transmite la energía calórica del agua pesada al agua liviana, produciéndose así vapor de agua liviana. El agua pesada así enfriada es reciclada al reactor. El vapor generado (sistema secundario) es enviado a las turbinas convencionales y generadores que transforman esta energía en energía eléctrica.

El agua liviana ya utilizada por las turbinas es enfriada en los condensadores, donde nuevamente a través de paredes metálicas se transmite la energía calórica al agua proveniente desde embalse (sistema terciario) y vuelve a los generadores de vapor.

Dado que cada uno de los sistemas de refrigeración (primario, secundario y terciario) permanece aislado del otro, las distintas aguas utilizadas no se mezclan entre sí.


Rendimiento de los reactores CANDU



De acuerdo a datos que comparan los rendimientos de las centrales nucleares en el mundo, cinco de las diez primeras centrales nucleares de potencia mayores a 500 MW son del tipo CANDU, con factores de disponibilidad- cercanos al 90%.

- Factor de disponibilidad: energía producida por la central / energía que hubiera producido si operaba a la potencia máxima sin interrupción.

La Central Nuclear de Embalse ha tenido durante el año 1994 un factor de disponibilidad del 97,7%, constituyéndose en la central nuclear del tipo CANDU de mejor rendimiento del mundo en ese año.

La generación de energía eléctrica durante ese año, junto con la Central Nuclear de Atucha, fue de 8.234.953 MWh. Esto representó el 15% de la producción energética total en Argentina durante ese año, a pesar de tener sólo el 7,1% de la capacidad total instalada. Ese total comprende a las centrales de generación eléctrica de origen: Nuclear, Vapor, Diesel, Turbogas e Hidroeléctricas. En comparación, las centrales hidroeléctricas del país generaron el 44,5% del total en ese mismo período.

La CNE aporta en la actualidad al Sistema Argentino de Interconexión (SADI) en promedio, casi el 10% de la producción eléctrica del Sistema Nacional.

Provee de energía eléctrica a aproximadamente 3 millones de habitantes.

El impacto energético



Desde el punto de vista del desarrollo energético argentino, la incorporación de la Central Nuclear en Embalse significó casi triplicar la capacidad de generación nucleoeléctrica del país, ya que la Central Nuclear de Atucha 1, la primera central nuclear argentina, desarrolla una potencia neta de 355 MWe. Con los 600 MWe que aporta Embalse, el total asciende a 935 MWe.

El turbogrupo de la central es la unidad de generación eléctrica de mayor potencia de la Argentina. El equipo de generación de mayor potencia de la central térmica Costanera Norte (Bs. As.) es de 350 MW, como ocurre también en la central térmica de San Nicolás (Bs. As.). Las turbinas de El Chocón rinden 200 MW cada una y las de Salto Grande, 270 MW cada una.

Producción de Cobalto 60



Adicionalmente, la CNE produce el radioisótopo Cobalto 60, de uso en aplicaciones medicinales (terapia del cáncer) e industriales, exportándose parte de su producción.

Junto con Canadá y Rusia, Argentina es una de las primeras productoras Cobalto 60.

La primera extracción de Cobalto 60 tuvo lugar el 13 de noviembre de 1984.

Hasta 1994 se llevaban extraidos 954.600 terabecquerels (TBq) equivalentes a 25.800.000 curies (Ci) de dicho radioisótopo.

La última extracción se realizó en octubre de 1995 y fue de 8.200.000 Ci, con una actividad específica de 240 Ci/g.

Se exporta casi el 80% de la producción de Cobalto 60, lo que representa un ingreso aproximado de 1.700.000 U$S al país por año.


La participación nacional



En la construcción de Atucha 1 (1974), la participación nacional en las distintas etapas representó:

- Ingeniería: ~ 0%
- Obra Civil: 90%
- Montaje: 50%
- Suministros electromecánicos: 13%

En Embalse (1983), la participación nacional representó:

- Ingeniería: 33%
- Obra Civil: 100%
- Montaje: 95%
- Suministros electromecánicos: 33%

Gran parte de los incrementos en ingeniería, montaje y suministros eléctricos corresponde al área nuclear.

Datos Técnicos



- Potencia térmica total (producida por el núcleo): 2109 MW
- Potencia eléctrica bruta (producida por el generador eléctrico): 648 MW
- Potencia eléctrica neta (entregada a la red, para distribución): 600 MW
- Presión del sistema primario: 114 atm
- Temperatura media del refrigerante: 288 o C
- Combustible: Uranio natural, UO2. Recarga durante la operación.
- Cantidad de combustible en el núcleo: 84 Ton. de UO2.
- Número de canales de elementos combustibles: 380
- Elementos combustibles por canal: 12
- Potencia lineal máxima: 42 W/cm
- Tiempo promedio de residencia del combustible en el núcleo: 288 días de plena potencia.
- Quemado de extracción aproximado: 6.700 MWd/TnU

El Reactor Nuclear de Investigación



¿Para que sirve?



La función principal es proveer neutrones para:


- Conocer más acerca de la interacción de la radiación con los materiales
- Investigar acerca del comportamiento de los neutrones en un reactor nuclear
- Analizar materiales por técnicas no destructivas
- Producir radioisótopos de uso medicinal e industrial.
- Investigar fenómenos físicos a nivel del átomo y sus núcleos
- Desarrollar criterios de seguridad y radioprotección
- Aprender sobre el manejo de reactores
- Docencia en el área de la Ingeniería Nuclear y la Física
- Conocer mejor el comportamiento de los reactores en general

¿Todo esto en un sólo reactor?



Hay reactores de investigación que sirven para muchos propósitos (Reactor RA-6, Bariloche) y otros que solo se utilizan para alguno de los propósitos mencionados (Reactor RA-8, Pilcaniyeu).

¿Cómo funcionan?


Están conformados por un combustible nuclear (Generalmente Uranio), un moderador (Agua, Agua pesada, Grafito), barras controladoras o de control, un reflector de neutrones (Agua, Berilio, Grafito,etc) y materiales estructurales que soportan y contienen el conjunto. La zona donde se aloja el combustible es la denominada “Núcleo del Reactor”

La incidencia de un neutrón en un núcleo de un átomo de combustible puede en determinadas condiciones producir la fisión del núcleo, la cual libera calor y dos o tres neutrones. Estos neutrones podrán producir más fisiones, escaparse, o absorberse en algún material.

- Para que la reacción se mantenga estable es necesario que por cada fisión quede un solo neutrón. Para regular esta cantidad se utilizan las barras controladoras o de control construidas de material apto para absorber neutrones.
- Para que se produzca una fisión se requiere, en la mayoría de los reactores, que el neutrón que sale a gran velocidad de la fisión se frene. Esa es la función del moderador. El Hidrógeno (presente en el agua) , el Deuterio (Isótopo del Hidrógeno, presente en el agua pesada) o el Carbono (presente en el grafito), por ejemplo, son elementos aptos para esta función dado que el tamaño de sus núcleos, no muy distintos al del neutrón, permiten que estos se frenen por choques.
- El calor que genera la fisión debe ser evacuado. Esta es la función del refrigerante que se lleva el calor del núcleo y se va enfriando en contacto con otros circuitos mas fríos.
- Par que neutrones que escapan de la zona del núcleo retornen se utilizan materiales reflectores de neutrones que al igual que el moderador permiten mediante choques el retorno de neutrones al núcleo

¿Donde se hacen los experimentos?



En el núcleo del reactor hay por cada centímetro cúbico millones de millones de neutrones, dependiendo la cantidad de la potencia. La mayoría de estos neutrones son utilizados para mantener la reacción en cadena. Los restantes son utilizados para la realización de experimentos.

Los reactores de investigación tienen lo que se llaman facilidades de irradiación donde se colocan las muestras a irradiar. Algunas de estas facilidades son posiciones libres dentro del núcleo donde puedo colocar el experimento. Otras facilidades son conductos, ya sea llenos de aire o algún material específico, que conducen los neutrones hacia el lugar o sala de experimentación.

En la mayoría de los casos las muestras sometidas a irradiación de neutrones deben ser analizadas por distintos métodos. Generalmente los reactores de investigación están construidos junto a laboratorios que permiten estos análisis.


¿Cuál es la potencia de este tipo de reactores?



Los hay desde potencia muy baja -casi nula- hasta aproximadamente 50 Mw, dependiendo de su uso.

¿Podrá explotar el Reactor RA-6 como una Bomba Atómica?


Las bombas atómicas se basan en el principio de la fisión o la fusión nuclear. El RA-6 funciona debido a la fisión nuclear por lo que lo analizaremos confrontándolo con las bombas que utilizan este mismo principio.

¿Como “funciona” la bomba?



La fisión nuclear se inicia cuando un neutrón que choca el núcleo del átomo de un material pesado lo parte dando lugar a dos fragmentos que liberan energía y dos o tres neutrones. Cada uno de estos neutrones tiene probabilidad de producir fisión en otro núcleo y el proceso se puede ir repitiendo. El número de fisiones se irá multiplicando al ir incrementándose el número de neutrones y por lo tanto también se multiplicará la energía liberada. Esto es lo que denominamos reacción en cadena. Bajo ciertas condiciones la reacción se produce con tal velocidad que el número de neutrones se duplica cada diez mil millonésimas parte de un segundo!. Entonces en la mil millonésima parte de un segundo se puede lograr la producción de energía millones de veces superior a la liberada en la primera reacción que inicio la cadena. Por ejemplo la energía que se puede obtener de aproximadamente medio kilo de uranio es igual a 3.000 toneladas de carbón o 9000 toneladas de un explosivo como el TNT.

El isótopo 235 del Uranio es uno de los elementos que puede sostener esta reacción en cadena, pero se lo encuentra en muy baja proporción en el uranio que se encuentra en la naturaleza (0.7% U-235 y el resto U-238).Para obtener mejor proporción es necesario sobrellevar un proceso que se denomina enriquecimiento. El isótopo 239 del Plutonio también tiene esta propiedad, pero no se lo encuentra en estado puro en la naturaleza y debe ser producido mediante el bombardeo con neutrones al isótopo 238 del Uranio.

Para que se produzca la reacción de fisión descontrolada necesaria para la bomba se requiere una cierta masa de material físil (denominada masa crítica) y una geometría particular. Dada esta condición bastará que un neutrón incida sobre un núcleo del material físil y produzca fisión para que se detone la bomba. Para evitar, entonces, explosiones accidentales las bombas se construyen de dos partes separadas, cada una de masa menor a la crítica (subcrítica). Para detonarlas se unen las partes y se comprimen violentamente mediante la explosión de un explosivo químico que las rodea asegurando una masa crítica suficiente y densa como para que un neutrón sea capaz de producir fisión antes que escaparse del sistema.

Los efectos destructivos de una bomba atómica provienen en el primer momento del calor y presión descomunal generados por la reacción y luego por los efectos de la radiación nuclear. Frentes de presión que viajan más rápido que el sonido producen ondas destructivas seguidos por vientos huracanados. La radiación de calor que viaja a la velocidad de la luz puede quemar materiales en kilómetros. La radiación nuclear afecta los organismos en la exposición inicial y luego a través de su acción residual.

¿Qué pasa con un reactor?



Las condiciones de diseño que deben darse para la construcción de una bomba son muy particulares y no se corresponden con el diseño de un reactor nuclear y en particular del reactor RA-6.

Este reactor es del tipo denominado térmico, lo que significa que el proceso de fisión se produce con neutrones de baja velocidad. Al salir de la fisión los neutrones salen con alta velocidad, por lo que en este caso, es necesario moderarlos con algún moderador. En el RA-6 cumple esta función el Hidrógeno presente en el agua. Es la combinación de moderador, material físil, absorbente , reflector y geometría lo que determinan la configuración y masa que hacen crítico al reactor. El reactor está diseñado para sostener una reacción en cadena controlada y tiene mecanismos propios del sistema que actúan más allá de los mecanismos de seguridad internos que se han previsto. Por ejemplo, en el caso de un accidente, de muy baja probabilidad, donde las fisiones y por lo tanto la potencia crecen rápidamente sin poder controlarlas externamente, actuarán mecanismos intrínsecos de la física del reactor. El aumento de potencia calentará el agua que se evaporará en la zona del núcleo, haciendo que el reactor pierda el elemento moderador necesario para que la reacción se mantenga o la producción rápida de vapor provocará una expansión violenta que hará que los combustibles no puedan mantener su geometría o configuración crítica. Se producirá, entonces, el apagado del reactor o la posibilidad de controlarlo externamente.

Si por algún medio externo (por ejemplo un acto terrorista) se logrará comprimir violentamente el núcleo, la cantidad de U-235 y su disposición dentro del combustible no permiten lograr una masa crítica.

 4) Combustibles Nucleares



- El Uranio y el Plutonio
- Uranio Natural y Uranio Enriquecido
- Elementos Combustibles

El Uranio y el Plutonio



Tanto el Uranio como el Plutonio son elementos metálicos muy pesados. Ambos son radioactivos (ver radioactividad).

El Uranio es encontrado en la naturaleza como un mineral frecuentemente acompañado por otros, por lo cual es necesario realizar todo un proceso mecánico y químico para purificarlo.

Normalmente las primeras etapas de purificación se realizan en la zona del yacimiento. Tal cual encontrado es una mezcla de los isótopos U-235 (0,7%) y U-238 (99,3%) (ver uranio natural y enriquecido).

El Plutonio por el contrario, no es un elemento natural, es producido artificialmente en reactores, a través de reacciones nucleares y su principal isótopo el Pu-239 es obtenido a través de una absorción neutrónica del U-238.

Tanto el Uranio como el Plutonio son utilizados, normalmente combinados con oxígeno como material combustible para su uso en los reactores nucleares.

Son elementos que fueron utilizados primeramente en los años 40 con fines bélicos. Terminada la segunda guerra mundial comenzó el desarrollo de los reactores nucleares y sus combustibles como fuentes útiles de producción de energía. Su practicabilidad fué demostrada en 1958 cuando el primer reactor (Shippingport - USA) comenzó a producirla. De allí en más la explotación y el uso de estos elementos creció vertiginosamente.

En estos momentos se le esta dando muchísima importancia al uso del Plutonio como combustible nuclear debido a los acuerdos internacionales sobre reducción de armamentos. Los grandes almacenamientos de este deben ser reducidos y la mejor forma es produciendo energía útil.

Uranio Natural y Uranio Enriquecido



Cuando observamos el núcleo de un átomo nos damos cuenta que está formado por protones y neutrones. Todos los átomos que existen están constituídos de la misma manera: un núcleo con protones y neutrones alrededor del cual orbitan tantos electrones como protones hay en el núcleo.

Los protones y neutrones, llamados nucleones, son como ladrillos que sirven para construir todos los núcleos. Los protones tienen carga positiva y los neutrones no tienen carga alguna.

El núcleo más sencillo de todos es el que tiene 1 protón: es el Hidrógeno. Como tiene un sólo nucleón lo llamamos Hidrógeno 1. Otro ejemplo conocido es el núcleo que tiene 8 protones y 8 neutrones: es el Oxígeno 16, (porque 8 protones + 8 neutrones = 16 nucleones).

Todos lo átomos de hidrógeno tienen 1 protón, todos los átomos de oxígeno tienen 8 protones y todos los núcleos de los átomos de un mismo elemento tienen la misma cantidad de protones.

Lo que no siempre es igual para el mismo elemento es el número de neutrones.

A los núcleos que tienen la misma cantidad de protones, es decir que son del mismo elemento, pero que tienen distinta cantidad de neutrones, es decir pesan distinto, se los llama Isótopos de ese elemento.

Hay un elemento en la naturaleza que tiene 92 protones en su núcleo: es el Uranio, el elemento natural con más número de protones. Algunos de sus núcleos tienen 143 neutrones, por lo que los llamamos Uranio 235 (235=92+143). A otros núcleos que también tienen 92 protones pero 146 neutrones los llamaremos Uranio 238 (238=92+146). Uranio 235 y Uranio 238 son entonces Isótopos del Uranio. Ambos isótopos del uranio son radioactivos.

Cuando el mineral de Uranio se extrae de la tierra decimos que tenemos Uranio natural. El uranio natural está formado por una mezcla de Uranio 238 y Uranio 235. Por lo tanto el uranio natural esradiaoctivo. De cada 1.000 kilos de Uranio natural sólo hay 7 kilos de Uranio 235.

El Uranio 235 es el que hace funcionar a los reactores nucleares. Las centrales nucleares de Argentina, Embalse y Atucha I, utilizan el uranio natural y agua pesada. Otros centrales del mundo y los reactores experimentales de Argentina, como el RA-6 del Centro Atómico Bariloche usa agua natural y por ello deben aumentar la proporción de Uranio 235, necesitan Uranio enriquecido.

El uranio enriquecido es el uranio que tiene más de 7 kilos de Uranio 235 por cada mil kilos. Por ejemplo, el reactor RA-6 usa uranio “enriquecido al 90%”, lo que quiere decir que por cada 1000 kilos de ese uranio hay 900 kilos de uranio 235.

Para enriquecer uranio hay que partir del uranio natural y separar sus isótopos. Esto resulta complicado porque químicamente el Uranio 235 y el Uranio 238 reaccionan de la misma manera, por lo que se recurre a técnicas que tratan de aprovechar las muy pequeñas diferencias de peso y/o tamaño de sus átomos.

El enriquecimiento de Uranio es una tecnología muy difícil de adquirir, que la disponen escasos países en el mundo. Argentina desarrolló esta tecnología en forma completamente independiente y la utiliza experimentalmente en la localidad de Pilcaniyeu, cerca de Bariloche.


Elementos Combustibles



Los elementos combustibles son los responsables de producir energía en los Reactores Nucleares, generando calor durante dicho proceso como cualquier otro tipo de combustible (carbón, petróleo, gas, etc).

Esta energía producida, por reacciones nucleares, no sólo sirve para la producción de electricidad (ver Reactores de Potencia), sino también para otros usos, tales como Producción de Radioisótopos para uso industrial y medicinal, Fuentes de irradiación (para tratamiento del cáncer, radiografías, estudios de materiales nuevos, investigaciones biológicas y genéticas, (conservación de alimentos, generación de nuevas cadenas orgánicas), etc. (ver Reactores de Investigación).

Los Elementos Combustibles están formados comunmente por:



El material combustible: normalmente Uranio y/o Plutonio (ver Uranio/Plutonio) combinado con Oxígeno para formar un óxido o con otro material para formar una aleación.
Las vainas: normalmente aleaciones metálicas (de Zirconio, Aluminio, etc) que encierran herméticamente al material combustible para evitar que se escapen los productos (la mayoría gases) formados durante las reacciones nucleares.
Materiales estructurales: son también aleaciones metálicas (de Zirconio, Aluminio y/o Aceros) que sirven para dar una estructura geométrica al conjunto permitiendo así que la remoción del calor generado sea extraído con facilidad por el líquido refrigerante (normalmente agua) que se mueve a través de ellos (ver reactores).

En la actualidad hay muchísimos modelos de Elementos Combustibles, tanto para reactores de potencia como para los de investigación.

En general las prioridades que se establecen al efectuar el diseño de un nuevo combustible son:

- SEGURIDAD: evitar el “desparramo” de los productos de las reacciones nucleares en caso de accidentes   y/o roturas.
- CONFIABILIDAD: evitar los defectos sistemáticos o roturas que provengan de las solicitaciones de tipo mecánico, térmico, químico o de las radiaciones que debe soportar durante la operación (altas temperaturas, dilataciones, cargas mecánicas, corrosión, daño por radiación, etc).
- ECONOMÍA: lograr fabricar el Elemento Combustible lo más barato posible asegurando que se cumplan las dos condiciones anteriores.

5) Radioactividad



- Radioactividad
- Radioactividad Natural
- Detección de la Radiación
- Período de Semidesintegración, o Vida Media
- Período Radioactivo y Período Biológico
- Respuesta Biológica Adaptativa a Radiación y Agentes Químicos

Radioactividad



Hacia las postrimerías del siglo XIX, se creía confiadamente que los componentes básicos de la materia conocida eran estables, siempre iguales, inmutables, en el siguiente sentido: se sabía a partir de los conocimientos logrados por los químicos (Proust, Dalton, etc.), que todas las sustancias que nos rodeaban eran o bien cuerpos simples constituídos por partículas todas iguales llamadas átomos, tomando del griego (Epicuro), o bien sustancias compuestas formadas por átomos de distinta naturaleza; ejemplo del primer caso Carbono en forma de grafito (mina de lápiz), Oxígeno, Aluminio, …; ejemplo del segundo caso Agua (formada por 1 oxígeno y 2 hidrógenos), Amoníaco (formado por 1 nitrógeno y 3 hidrógenos), Sustancia Orgánica como madera o carne (formada principalmente por carbono, hidrógeno, oxígeno, nitrógeno, …).

En 1896 Becquerel informa del repetido ennegrecimiento de placas fotográficas cerradas al quedar éstas adyacentes a un cierto mineral (pecblenda). En 1898 Pierre y Marie Curie con gran sacrificio tienen éxito en separar químicamente el material causante de este fenómeno, el Radium o Radio, del resto del mineral.

La comprensión de lo que acontecía fue obra de gran cantidad de personas durante el siglo XX, tarea que aun continúa, destacandose en los primeros tiempos Rutherford y colaboradores, que investigan en detalle la naturaleza de las radiaciones emitidas, identificando tres : alfa que resultaron ser núcleos de helio (o sea átomos del gas noble helio sin sus únicos dos electrones), beta que resultaron ser electrones muy rápidos, y gamma que luego se comprobaría que consisten en partículas o cuantos de ondas electromagnéticas (lo cual también es válido para otras radiaciones que nos son más familiares como la luz visible o los rayos X).

En 1932 Chadwick descubre otra partícula nueva, el neutrón, lo cual conduce ese mismo año a la interpretación de Heisenberg, que nos da la visión actual de los núcleos atómicos constituídos por partículas eléctricamente positivas, hoy llamadas protones, y partículas neutras, los neutrones.


Resultado de todas estas observaciones y sus correspondientes interpretaciones :



No toda la materia es estable. Una parte de los constituyentes naturales del mundo conocido es inestable, se desintegra, se deshace, transformandose en otras sustancias y liberando radiaciones en el proceso; las sustancias que asi se comportan se denominan radiactivas. Las sustancias radiactivas se desintegran con el tiempo a un ritmo tal que partiendo de una cantidad cualquiera, pasado un dado tiempo que es siempre el mismo para cada sustancia, conocido como vida mitad, lo que nos queda es la mitad de lo que había originalmente. Las vidas de las distintas sustancias radiactivas van desde menos de millonésimas de segundo hasta más de millones de años.
O sea que las sustancias radiactivas se gastan solas y emiten cada vez menos radiación.

Radioactividad Natural



En la vida cotidiana estamos expuestos a radiaciones aún cuando no vivamos o permanezcamos cerca de fuentes radioactivas provenientes de la actividad humana. Se pueden distinguir dos tipos principales, de acuerdo a desde dónde actúan sobre nuestro organismo: Las fuentes de irradiación externa son aquellas que provienen desde fuera del organismo, y las fuentes de irradiación interna son aquellas que provienen de radioisótopos incorporados a nuestro organismo (por vías respiratoria o digestiva).

Las fuentes principales de radiación natural son:



- Externas: Rayos cósmicos y rayos gamma terrestres.
- Internas: Isótopos generados por los rayos cósmicos e isótopos de radón (220Rn y 222Rn) presentes en el suelo y en los materiales de construcción.

Los rayos cósmicos, provenientes del espacio exterior, son principalmente protones y partículas alfa, y en menor cantidad núcleos de Carbono, Nitrógeno, Oxígeno y de átomos pesados. Estos núcleos producen a su vez rayos secundarios al chocar contra los átomos de la atmósfera. Algunos rayos cósmicos tienen energías que son millones de veces superiores a las alcanzadas en aceleradores de partículas, aunque los predominantes son los de baja energía. El efecto de los rayos cósmicos en ciudades que se hallan a grandes altitudes es alrededor de cinco veces el producido a nivel del mar.

Los rayos cósmicos generan, por interacción con átomos de la atmósfera, los llamados radionucleidos cosmogénicos (isótopos de Hidrógeno (3H), Berilio (7Be), Sodio (22Na) y Carbono (14C)), que se incorporan a los organismos en forma natural. Estos isótopos tienen en los organismos vivos una concentración estable de equilibrio, resultante de la incorporación y el decaimiento continuos. Entre ellos, el Carbono 14 es utilizado normalmente para fechar organismos muertos hasta 35000 años atrás: Cuando un organismo muere, cesa de incorporar 14C, y su concentración comienza a decaer por la desintegración radioactiva. La medición de la concentración actual del isótopo da como resultado el tiempo transcurrido entre la muerte y la fecha de medición.

Los rayos gamma terrestres provienen del decaimiento de los isótopos presentes en materiales de la corteza terrestre y en el agua. La exposición a estos rayos depende de la geología local, y de cómo estos isótopos radioactivos pasan a los alimentos que se ingieren.

El Radón, químicamente muy poco reactivo (considerado como uno de los gases nobles), es sin embargo un elemento radioactivo emisor de partículas Alfa. Presente en los materiales de construcción y en la corteza terrestre, afecta en mayor o menor grado dependiendo de la geología local, y de la construcción y el uso de las viviendas. En algunos casos, en viviendas de material poco ventiladas, los niveles de Radón pueden llegar a considerarse peligrosos. En países desarrollados existen normas que regulan la ventilación mínima de los ambientes. Normalmente, la inhalación del Radón representa aproximadamente la mitad de la contribución de todas las fuentes a las dosis naturales.

El tipo de radiación generada por la actividad humana es de las mismas características que aquella presente en la naturaleza: partículas Alfa, Beta, rayos Gamma, rayos X, protones, neutrones. La radiación emitida por un dado isótopo no depende de que el mismo provenga de una fuente natural o sea generado en el laboratorio, sino de principios físicos básicos característicos del isótopo.

Detección de Radiación Nuclear



(Conceptos previos utilizados: Radioactividad).



Con los medios a su alcance, los investigadores han desarrollado una diversidad de métodos de detección, que comienzan con las simples placas fotográficas veladas de las que informa Becquerel en 1896, a pesar de estar encerradas a prueba de luz.

Muy pronto, los esposos Curie utilizarían un electrómetro, instrumento apto para informar cuánto aire se ioniza en una cámara, o sea cuántos átomos del mismo dejan de ser eléctricamente neutros por pérdida de uno o más electrones. Geiger y Marsden en 1909 emplean sulfuro de cinc como pantalla que emite un destello de luz cuando incide una partícula alfa (ver RADIACTIVIDAD).

Los métodos actuales son muy variados. Si nos proponemos decir algo global acerca de ellos, podemos distinguir :

1.Los orientados a radiación que directamente produce alteraciones eléctricas, o ionización, en los materiales sobre los que actúa.
2.Los métodos orientados a radiación que no produce directamente alteraciones eléctricas en los materiales sobre los que actúa.


Ejemplos de ionizantes :



- alfa (núcleos de átomos de helio)
- beta (electrones)
- gamma (partículas de ondas electromagnéticas)

Ejemplos de no directamente ionizantes :

- Neutrones, por no poseer carga eléctrica.

Cuando una partícula ionizante incide sobre un material, tiende a “arrastrar” electrones propios de los átomos del material, dejandolo eléctricamente alterado. Esto puede inducir peculiares comportamientos en distintos tipos de materiales, como :

1.un semiconductor (como el silicio de diodos y transistores presentes en circuitos de radios y TV): puede conducir corriente eléctrica en condiciones en que normalmente no lo haría. 2.un gas (que normalmente no conduce electricidad): puede conducir electricidad entre las puntas de un circuito al que se haya aplicado unos miles de voltios eléctricos. 3.un sólido o líquido transparente adecuado: puede suceder que cuando los electrones perturbados retornen a situaciones de equilibrio en sus átomos, se despojen del exceso de energía absorbida, entregandola en forma de destellos luminosos.

Esos pulsos de corriente eléctrica y los destellos luminosos se aprovechan habitualmente como señales indicadoras de la presencia de radiaciones que les dieron origen.

Cuando se trata de detectar partículas no directamente ionizantes como los neutrones, se recurre a que los mismos reaccionen con átomos del material del detector, introduciendose en sus núcleos, obligandolos a emitir alguna radiación que pueda a su vez ser detectada por los métodos antes descriptos.

Período de Semidesintegración, o Vida Media



Un núcleo inestable no tiene un tiempo de vida bien definido, sino que tiene una probabilidad de decaer por unidad de tiempo. Esta probabilidad, llamada constante de decaimiento, no depende del tiempo que haya “vivido” ese núcleo.

Cuando se tiene un número muy grande de núcleos inestables, se pueden observar decaimientos de los mismos en forma aparentemente continua. Si la constante de decaimiento es grande (=alta probabilidad de decaer por unidad de tiempo) se observará que la población activada disminuye rápidamente mediante la emisión de radiación característica, si la constante es pequeña, la población disminuirá más lentamente.

El período de semidesintegración o vida media, T1/2, es el tiempo que tarda un conjunto de núcleos radiactivos de la misma especie, en reducirse a la mitad.

Así, si a un tiempo to se tienen N0 átomos activados, transcurrida una vida media (t = t0+T1/2) tendremos N0/2 átomos activados, transcurridas dos vidas medias (t = t0+2 x T1/2) tendremos N0/4, transcurridas tres vidas medias se tendrá N0/8. En forma más general podemos considerar que si han transcurrido n vidas medias, la población será de N0/2n átomos.

Período Radioactivo y Período Biológico



Para cada radioisótopo existe un período radioactivo (Tr), que es el tiempo después del cual desaparece la mitad de sus átomos.

Cuando una sustancia química es incorporada al cuerpo humano éste realiza un proceso de asimilación, conversión a otras sustancias químicas y la eliminación de parte de ellas. Existe entonces un período biológico (Tb) que da cuenta del tiempo que tarda el cuerpo humano en deshacerse de la mitad de la cantidad de un elemento ingerido.

Si un radioisótopo es ingerido la cantidad que quedará en el cuerpo dependerá por una parte del período radioactivo y por otra de su eliminación por medio de los procesos biológicos. Esto permite definir el llamado período efectivo (Te) de los cuerpos radioactivos.


La relación que existe entre estos 3 períodos es:



(1/Te) = (1/Tr) + (1/Tb)

Radioisótopo Período Radioactivo Período Efectivo Carbono 145.370 años 12 díasCesio 13730 años 70 díasCobalto 605 años 10 díasIodo 1318 días 8 díasPlutonio 23924.110 años 50 añosPotasio 401.260.000.000 años 30 díasEstroncio 9029 años 15 añosTritio (Hidrógeno 3) 12 años12 días

Respuesta Biológica Adaptativa a Radiación y Agentes Químicos



El cuerpo humano contiene alrededor de 100 billones ( 100 millones de millones) de células (ver LA CÉLULA). Por acción de radicales químicos que son moléculas no terminadas, “rotas”, aun ávidas de combinarse con algun otro átomo, pueden inducirse daños en las moléculas de órganos fundamentales de la célula, o pueden inducirse alteraciones en la secuencia del ADN, con la consiguiente alteración de información genética llamada mutación. Estos radicales químicos pueden ser producidos por sustancias (por ejemplo algunos conservantes de alimentos modernos), o por radiación ionizante (ver RADIACTIVIDAD). El daño producido a una célula puede ser superable, o no; en este último caso, da origen a una autodestrucción programada de la célula (llamada apoptosis) o a una muerte prematura desorganizada (llamada necrosis). El daño al ADN puede ser una de las causas de cáncer si las células hijas mutadas no son eficientemente exterminadas por los mecanismos de defensa del organismo.

Se ha observado durante mucho tiempo que los organismos superiores como los seres humanos, parecen protegerse en alguna medida de agresiones químicas y radiológicas cuando están “acostumbrados” con pequeñísimas dosis de eso mismo.
Ejemplo 1.- Bajas dosis previas de CCl4 (Tetracloruro de Carbono) disparan mecanismos de reparación que disminuyen daños al hígado de otro modo observables en seres que no fueron expuestos a ese condicionamiento anterior o “acostumbramiento”.

Ejemplo 2. Experimentos con linfocitos humanos, que son glóbulos blancos, muestran que comparando dos cultivos de muchas de esas células, no se comportan igual las que son sometidas a una dosis grande de radiación “de entrada”, que las que reciben idéntica dosis después de una dosis chica de “acostumbramiento” o dosis condicionante. A este segundo grupo se le suministra primero una dosis pequeña, superior a 2 veces lo que recibe un hombre del ambiente normal a lo largo de un año, y luego de unas 4 a 6 horas, se le administra la dosis grande igual a la del otro grupo. ¿Qué se ve? Las doblemente irradiadas muestran menor número de alteraciones en sus cromosomas; llegan a ser la mitad.

Ahora bien, si en vez de usar dosis enormes, con las que se garantiza ver las alteraciones, se trata de dosis más suaves, se discute hoy si no se borrarán por completo los efectos de la radiación, explicando así las tendencias opuestas a lo que se había esperado, resultantes de famosos estudios. Se busca comprender por qué poblaciones de lugares con radiación natural de fondo mayor que la media del mundo(siempre es pequeña), parecen tener igual o mejor salud. Por ejemplo, lugares del mundo con mayor contenido de gas Radón 222 natural en viviendas (que es radiactivo), presentan sistemáticamente poblaciones con menor incidencia de cáncer de pulmón.

6) Medio Ambiente. Residuos Nucleares



- Almacenamiento de Combustibles Nucleares
- ¿Qué es un Repositorio Nuclear? ¿Es tan Riesgoso como Dicen?
- GASTRE, ¿Es para la Argentina o el Mundo?
- GASTRE: La Historia Oficial

Almacenamiento de Combustibles Nucleares



Actualmente, en todos los países que producen electricidad utilizando el calor producido durante la fisión nuclear, los combustibles nucleares gastados son almacenados bajo agua durante algunos meses o años en piletas ubicadas dentro de un edificio que forma parte de la central nuclear. El agua de estas piletas constituye un circuito aislado del medioambiente sin conexión con ríos, lagos o mares.

El almacenamiento en piletas de los combustibles nucleares gastados es posible porque la cantidad de toneladas de combustible nuclear utilizado es, aproximadamente, diez mil veces menor que la cantidad de toneladas de gas natural, petróleo o carbón quemado en una central térmica que produzca la misma cantidad de energía eléctrica. Además, el combustible nuclear gastado, que es un conjunto de tubos metálicos herméticamente cerrados que contienen en su interior óxido de uranio y pequeñas cantidades de residuos radiactivos y de plutonio, es un material sólido que puede estar sumergido en agua durante muchos años sin que se deteriore ni, mucho menos, se disuelva en ella. Por el contrario, el almacenamiento en instalaciones aisladas del medioambiente sería imposible si las centrales nucleares convirtieran el combustible en un gas que se disuelve en el aire, como es el caso de las centrales térmicas, que mediante la combustión de gas natural, petróleo o carbón, producen una mezcla de gases y partículas sólidas que contienen grandes cantidades de dióxido de carbono, vapor de agua, cantidades menores de óxidos de nitrógeno, óxidos de azufre e hidrocarburos, y pequeñas cantidades de plomo, mercurio y cadmio que se liberan a la atmósfera mediante una chimenea.

El almacenamiento en piletas del combustible nuclear gastado constituye un tipo de tratamiento de residuos que se conoce como “triple C” o “CCC” que significa Confinar-Concentrar-Controlar, y que se contrapone con el “triple D” o “DDD” que propone Dispersar-Diluir-Descontrolar.

El almacenamiento en piletas del combustible nuclear gastado, aunque puede extenderse durante algunos decenios, debe ser considerado como un almacenamiento transitorio previo a la recuperación de uranio y plutonio que pueden volver a usarse como combustible, o previo a su almacenamiento definitivo conocido como disposición final.

Almacenamiento de Combustibles Nucleares



Actualmente, en todos los países que producen electricidad utilizando el calor producido durante la fisión nuclear, los combustibles nucleares gastados son almacenados bajo agua durante algunos meses o años en piletas ubicadas dentro de un edificio que forma parte de la central nuclear. El agua de estas piletas constituye un circuito aislado del medioambiente sin conexión con ríos, lagos o mares.

El almacenamiento en piletas de los combustibles nucleares gastados es posible porque la cantidad de toneladas de combustible nuclear utilizado es, aproximadamente, diez mil veces menor que la cantidad de toneladas de gas natural, petróleo o carbón quemado en una central térmica que produzca la misma cantidad de energía eléctrica. Además, el combustible nuclear gastado, que es un conjunto de tubos metálicos herméticamente cerrados que contienen en su interior óxido de uranio y pequeñas cantidades de residuos radiactivos y de plutonio, es un material sólido que puede estar sumergido en agua durante muchos años sin que se deteriore ni, mucho menos, se disuelva en ella. Por el contrario, el almacenamiento en instalaciones aisladas del medioambiente sería imposible si las centrales nucleares convirtieran el combustible en un gas que se disuelve en el aire, como es el caso de las centrales térmicas, que mediante la combustión de gas natural, petróleo o carbón, producen una mezcla de gases y partículas sólidas que contienen grandes cantidades de dióxido de carbono, vapor de agua, cantidades menores de óxidos de nitrógeno, óxidos de azufre e hidrocarburos, y pequeñas cantidades de plomo, mercurio y cadmio que se liberan a la atmósfera mediante una chimenea.

El almacenamiento en piletas del combustible nuclear gastado constituye un tipo de tratamiento de residuos que se conoce como “triple C” o “CCC” que significa Confinar-Concentrar-Controlar, y que se contrapone con el “triple D” o “DDD” que propone Dispersar-Diluir-Descontrolar.

El almacenamiento en piletas del combustible nuclear gastado, aunque puede extenderse durante algunos decenios, debe ser considerado como un almacenamiento transitorio previo a la recuperación de uranio y plutonio que pueden volver a usarse como combustible, o previo a su almacenamiento definitivo conocido como disposición final.

GASTRE, ¿Es para la Argentina o el Mundo?



Los estudios de factibilidad para la instalación de un repositorio nuclear de alta actividad en la zona de Gastre, realizados por la CNEA conjuntamente con otras instituciones, se finalizaron y sus resultados fueron comunicados al Congreso Nacional en 1990. No ha existido desde entonces ni existe en la actualidad la decisión de construir un repositorio nuclear en ningún lugar de la República Argentina, incluído Gastre.

La Constitución Nacional sancionada en 1994 establece en su Capítulo II de Nuevos Derechos y Garantías, Artículo 41 referido al Derecho Ambiental, párrafo cuarto, la prohibición de ingreso al territorio nacional de residuos actual o potencialmente peligrosos y de los radioactivos.

Por otra parte, la Legislatura de la Provincia de Río Negro ha sancionado la Ley 2472, prohibiendo la instalación en esta Provincia y en su mar jurisdiccional de reservorios, repositorios, depósitos, basureros, permanentes o transitorios, con destino al almacenaje de todo material, insumos o desechos radioactivos, como así también de desechos biológicos o inertes, producidos fuera del territorio provincial, dentro del país o provenientes de terceros estados.

Así entonces, no puede haber un repositorio nuclear en Gastre ni para la Argentina ni para el Mundo.

Gastre es un problema para dentro de 50 años



Lic. Eduardo Santos
Presidente del Directorio de la
Comisión Nacional de Energía Atómica

El 26 de junio de 1996, el presidente Carlos Menem, durante una reunión de gobernadores del sur argentino en Santa Rosa (La Pampa), llevó tranquilidad a la opinión pública al asegurar que no existe “ninguna posibilidad” de instalar un basurero nuclear en la Patagonia. Ante el tratamiento en la Cámara de Diputados de la Nación del Proyecto de Ley Nuclear, muchos habían temido la pronta construcción de un repositorio en Gastre (Chubut).

Son necesarias algunas aclaraciones técnicas sobre este tema. El problema de los residuos nucleares existe, es serio y no podemos ignorarlo. Pero, días antes de las declaraciones del Presidente, la emotividad estuvo traicionando a la lógica.

Nada más alejado de la realidad que pensar en la inmediata construcción de un repositorio. Argentina tiene 40 ó 50 años, como mínimo, para resolver cómo gestionar los subproductos
indeseables de sus centrales nucleoléctricas. Más aún, hay claras razones técnicas y económicas para no hacerlo por ahora. Incluso quedarían, a partir del momento en que se resuelva, etapas de
investigación y desarrollo que demandarán no menos de 10 años de trabajo continuado.

El proyecto original, de la década del 70, preveía la necesidad de un repositorio para el 2005. Pero el panorama cambió: no tendremos las 6 centrales planeadas en ese entonces para fin de siglo y el panorama tecnológico es diferente.

Con sólo Atucha I y Embalse operando y Atucha II con fecha futura para su entrada en servicio, deben analizarse alternativas tales como procesar y vitrificar los residuos en el exterior, como lo hace por ejemplo Japón, postergando así la necesidad de construir un repositorio en el país.

Los estudios realizados por la Comisión Nacional de Energía Atómica en la zona de Gastre están suspendidos desde hace años. Por iniciativa del señor Gobernador del Chubut, Dr Maestro, los edificios abandonados fueron cedidos a esa Provincia y en uno de ellos funciona una Escuela Albergue primaria, no estando previstas tareas adicionales en la zona.

Por otra parte, el proyecto de Ley Nuclear busca dar un marco legal a la selección de sitios posibles para repositorios y no propugna la construcción de ninguno de ellos en todo el territorio del país.

Para resolver este tema, no alcanza con encontrar la mejor solución técnica, incluso contando con un adecuado marco legal. Se necesita que la sociedad, en su conjunto, esté de acuerdo y, por ahora, estamos muy lejos de lograr ese acuerdo. No será obra de un año, ni siquiera de un gobierno, sino de un país. Por eso el acuerdo de la sociedad en su conjunto es mandatario.

Perspectivas



Canadá, Estados Unidos, Francia, Japón, Suecia y Suiza están en etapas avanzadas de los estudios para la construcción de Repositorios de Alta Actividad. Nuestras necesidades son menores, pero en algún momento habrá que encarar su construcción.

Se augura un resurgimiento de la energía nuclear a comienzos del próximo siglo. El recalentamiento de la atmósfera, por el dióxido de carbono producido al quemar combustibles fósiles, y el encarecimiento del petróleo la convertirán en una opción imposible de ignorar.

En un mundo con cada vez más gente reclamando calidad de vida, las energías mal llamadas alternativas (solar, eólica, mareomotriz, etc), que son complementarias de las otras fuentes energéticas, no podrán reemplazar a la hidráulica, la térmica y la nuclear.

En este contexto, la problemática de los residuos nucleares tiene que ser resuelta. En la CNEA se seguirá investigando para mantener el país al día en el tema.

Estamos estudiando alternativas de tratamiento de los residuos nucleares, por ejemplo, la posibilidad de “transmutarlos” para lograr elementos de una vida media significativamente menor. La “transmutación de actínidos” es factible pero cara, pues involucra el uso de una enorme cantidad de energía. Contribuiría poco a bajar el impacto ambiental de los residuos; pero, sin embargo, hay que profundizar el tema.

Las palabras del Presidente Menem servirán para que, de ahora en más, el debate sobre el destino de los residuos nucleares se haga con más tranquilidad. Personalmente, estimo que los discursos de barricada -que escuchamos recientemente- poco ayudan a realizarlo seriamente.


7) Seguridad y Protección Radiológica


- Exposición a la Radiación
- Dosis de Radiación
- Fenómenos de Concentración
- La Célula
- Daños Biológicos por Radiación
- Reglamentación
- Elementos de Seguridad Nuclear
- Cómo se evalúa la seguridad de una instalación nuclear?
- Grado de seguridad respecto a accidentes de las actividades humanas: se lo puede comparar?
- Seguridad en la generación de energía eléctrica
- Descripción del impacto ambiental debido a las distintas fuentes de generación de electricidad
- El Accidente de Chernobyl

Exposición a la Radiación


El hombre desde sus orígenes ha estado expuesto a la radiación natural. Con el descubrimiento de los rayos X por Roetgen y del elemento Radio por Madame Curie, a los valores naturales de irradiación se le sumaron los valores de las fuentes artificiales, creadas por el hombre para su propio beneficio. La principal fuente de irradiación humana, fuera de la natural, es el uso de fuentes radiactivas para el radiodiagnóstico o radioterapia en la denominada Medicina Nuclear.

Valores relativos de las diferentes fuentes de exposición se pueden apreciar en el siguiente gráfico, en que en otros se incluye la producción de energía nucleoeléctrica (menor del 0,15%)


Dosis de Radiación



Dosis Absorbida



Una manera de determinar la acción de la radiación sobre la materia es medir la energía que deposita en los átomos de la misma. Este depósito se manifiesta mediante la ionización de los átomos (separación de electrones de los núcleos atómicos), lo que puede generar rotura de moléculas.

La cantidad de energía depositada por unidad de masa se denomina DOSIS ABSORBIDA, lo que se expresa con la ecuación:

E = D / M

La unidad de medida es el Julio/Kg, que se denomina Gray (Gy).

La DOSIS ABSORBIDA se utiliza para cuantificar la acción de cualquier tipo de radiación sobre cualquier material. Cuando se trata de un ser humano se utilizan otras magnitudes, que tienen en cuenta los efectos biológicos que producen los distintos tipos de radiación.

Dosis Natural Promedio


La mayor exposición a la radiación que recibe el hombre es debida a las fuentes naturales. Esta se debe principalmente a la producida por el gas Radón, mediante la inhalación de sus productos de decaimiento.

Un valor anual promedio y aproximado de la DOSIS EFECTIVA ANUAL (mSv) se da en el siguiente cuadro:

Fuente de ExposiciónDosis Efectiva Anual (mSv) Rayos Cósmicos0,39
Rayos gamma terrestres0,46
Radionucleidos en el Cuerpo0,23
Radón y sus productos de decaimiento 1,30
Total2,40

Dosis Ocupacional


Varias categorías de trabajadores que realizan tareas con materiales radiactivos o están expuestos en su trabajo a fuentes de radiación creadas por el hombre o naturales, sufren exposiciones profesionales.

Tipo de OcupaciónDosis Efectiva Anual Promedio por Trabajador (Msv) Ciclo Combustible2.9
Aplicaciones Industriales0.9
Aplicaciones de Defensa0.7
Aplicaciones Médicas (*)0.5

(*) No todos los trabajadores expuestos tienen un control dosimétrico rutinario por lo que este número es indicativo.

La Comisión Nacional de Energía Atómica controla la dosis de radiación recibida por su personal mediante dosímetros individuales a fin de garantizar el cumplimiento de los límites autorizados (ver Vigilancia y Monitoreo).

Dosis Externa e Interna



La Dosis externa se atribuye a fuentes localizadas fuera de la persona que se irradia; mientras que la Dosis interna proviene de sustancias incorporadas en el organismo, ya sea por ingestión, inhalación o a través de la piel.

Las fuentes naturales de radiación producen sobre la población dosis de ambos tipos, externa debida principalmente a rayos cósmicos e interna por incorporación, principalmente por inhalación de los productos del decaimiento radiactivo del Radón, que existe en los materiales de construcción (ver Dosis Natural Promedio).

El control de estas dosis se describen en Vigilancia y Monitoreo.

Contaminación



Las sustancias radiactivas que no están confinadas adecuadamente puede esparcirse produciendo la contaminación de superficies, objetos o personas. En este último caso es posible la contaminación externa o interna.

La contaminación externa se deposita sobre la piel y debe ser removida preservando la integridad de la misma a fin de evitar la incorporación del contaminante. Para esto se recurre a lavados y cepillados suaves aplicando, en ciertos casos, agentes químicos especiales.

La contaminación interna se origina por la inhalación, ingestión o incorporación a través de la piel (principalmente heridas) de una sustancia radiactiva. Su eliminación se produce por las vías metabólicas normales, el decaimiento propio de la sustancia y, en circunstancias especiales, el uso de medicamentos.

La descontaminación de objetos y superficies es un procedimiento ampliamente difundido y sencillo de realizar.

Fenómenos de Concentración



Cuando se consideran las diferentes vías de llegada de radionucleidos al hombre, se debe considerar la capacidad de ciertos peces y moluscos de incrementar la concentración en su carne, respecto a la existente en el agua. Igualmente tienen esta capacidad de concentración animales terrestres y plantas. Dependiendo del tipo de radionucleido o de la especie que se estudia, este incremento de la concentración puede alcanzar varios cientos de veces.

Así, como ejemplo, si se considera el 210Po (radionucleido producido naturalmente), se puede crear el siguiente cuadro:

102477.gif

La Célula



La unidad más pequeña de un organismo viviente capaz de existir independientemente es la célula.

Una célula típica es una pequeña bolsa de fluido, o citoplasma, envuelta por una membrana con complejas funciones. Ésta contiene orgánulos encargados de funciones metabólicas como el procesamiento de las sustancias que constituyen el alimento de la célula, la producción de energía, la producción de sustancias; también se encuentra dentro de ese recinto un núcleo responsable del almacenaje de la herencia y la transmisión de la misma a las células hijas. Esa información hereditaria que por de pronto rige cómo serán las sustancias complejas que fabrique la célula, se encuentra codificada en un conjunto de grandes moléculas llamadas ácido desoxirribonucleico o ADN, y forma los cromosomas de los que el ser humano posee 46 en cada célula típica.

Ese número 46 se llama número diploide para distinguirlo del número de cromosomas que poseen las células encargadas de la reprodución de organismos superiores como somos los mamíferos, llamadas gametas, las cuales poseen la mitad. Ese número mitad se denomina haploide. Asi cuando en los seres con reproducción sexual, se unen dos células encargadas de la reprodución, se reune un número total de cromosomas que proviene la mitad de una célula, y la mitad de la otra, brindando la posibilidad de transmitir la herencia de ambos progenitores. En el ser humano, serían 23 cromosomas de la madre y 23 cromosomas del padre.


Daños Biológicos por Radiación



Daños Celulares


La radiación pude producir modificaciones en las células debido a:

1.Procesos físicos, de muy corta duración(< 10-16 seg)
2.Procesos químicos, duración ~ 10-12 - 10-6 seg
3.Procesos biológicos, duración prolongada.

Estos efectos pueden dividirse en:

1 Muerte celular



- Debe morir un cierto número de células para producir una manifestación clínica del efecto.

2 Prevención de la división celular (reproducción)


- Tiene el mismo efecto que la muerte celular, pero demorada hasta el final de la vida de la célula..

3 Modificación celular (mutación)


- Las mutaciones pueden ser positivas o negativas (buenas o malas). oAmbas pueden ser pequeñas modificaciones, o pueden ser descubiertas y destruidas por el sistema inmunológico.


Efectos de Altas Dosis



Cuando la muerte celular (ver Daños celulares) no puede ser compensada por la proliferación de células viables, la función del órgano o tejido se ve afectada.

Estos efectos que se producen a altas dosis, se conocen como efectos determinísticos.

Los efectos determinísticos varían con la dosis en severidad como en frecuencia. Existe un umbral debajo del cual la perdida de células es muy pequeña para dañar la función del órgano o tejido.

Algunos efectos con sus correspondientes umbrales:


102478.gif

Efectos de Muy Bajas Dosis



A bajas dosis sólo se producen efectos debidos a la modificación celular (mutaciones). (ver Daños celulares).

Se los denomina efectos estocásticos (probabilisticos), ya que al aumentar la dosis recibida se incrementa la probabilidad de su ocurrencia, pero no su severidad. A menos que las células dañadas sean reparadas por el sistema inmunológico, no existe umbral por debajo del cual no se manifiestan.

Existen dos tipos de efectos estocásticos dependiendo del tipo de células afectadas:

102479.gif

Reglamentación



Vigilancia y Monitoreo



La normativa nacional e internacional fija valores máximos de dosis para trabajadores y personas del público. En todos los lugares que se trabaja con fuentes radiactivas se debe realizar un control, midiendo los niveles de radiación (monitoraje), para evitar que se superen estos valores máximos establecidos.

La Comisión Nacional de Energía Atómica realiza la vigilancia radiológica de todo su personal y miembros del público próximos a instalaciones relevantes a fin de verificar el cumplimiento de estos límites. En similar forma, los entes provinciales y nacionales de salud pública controlan la exposición que producen los rayos X en pacientes y trabajadores cuando se utilizan, por ejemplo, para radiodiagnóstico.

El control de la irradiación externa se realiza mediante instrumental adecuado (por ejemplo un contador Geiger Müller) para medir la dosis en el ambiente, o con dosímetros individuales (films o termoluminiscentes) para medir la dosis que reciben los trabajadores.

La irradiación interna se controla midiendo la concentración de los contaminantes radiactivos en las vías posibles por las cuales puede llegar al hombre (aire, agua, alimentos, etc.). También, mediante el denominado “contador de todo el cuerpo”, se puede medir el contenido de material radiactivo incorporado por una persona.

Reglamentación Vigente para el Público



Existen normas nacionales e internacionales para proteger al público de los efectos de la radiación cuando se trabaja con fuentes de radiactivas.

En nuestro país las reglamentaciones son establecidas por el Ente Nacional Regulador Nuclear (ENREN). En su norma AR 10.1.1 especifica que:

a) Toda tarea con fuentes de radiación debe ser justificada (debe producir un beneficio positivo teniendo en cuenta el daño que pudiera ocasionar la radiación). Por ejemplo, no se consideran justificadas los usos superfluos de material radiactivo en productos de empleo corriente, tales como juguetes, adornos personales o elementos decorativos.

b) A pesar de ser el beneficio positivo, para mantener la seguridad de todas las personas, se deben respetar los límites y restricciones de dosis establecidos (ver Vigilancia y Monitoreo).

El límite de dosis efectiva es 1 mSv en un año y los límites anuales de dosis equivalente son 15 mSv para el cristalino y 50 mSv para la piel.

c) No es suficiente, como en otras actividades, estar por debajo de los límites. La dosis total que provoca la tarea debe ser mínima (tan baja como sea razonablemente alcanzable teniendo en cuenta factores sociales y económicos). Este principio se conoce como optimización de la protección radiológica.

Riesgos Ocupacionales



Al igual que toda actividad laboral, la exposición profesional a las radiaciones ionizantes involucra riesgos, a pesar de respetarse los límites especificados por las regulaciones.

Puede establecerse una relación entre la probabilidad de sufrir un detrimento en la salud y la dosis recibida. Existe una relación similar para los efectos hereditarios obtenida de extrapolaciones experimentales con animales, puesto que no existen casos humanos debidamente registrados.

De estos datos puede obtenerse un coeficiente de probabilidad que permite definir un nivel de dosis que asegure que el riesgo al que es sometido un trabajador de la industria nuclear es similar, o aun menor, al de las industrias

Reglamentación Vigente para Trabajadores



Toda persona que trabaja con fuentes de radiactivas debe estar protegida de los efectos que puede producir la radiación.

En nuestro país las reglamentaciones son establecidas por el Ente Nacional Regulador Nuclear (ENREN). En su norma AR 10.1.1 especifica que:

a) Toda tarea con fuentes de radiación debe ser justificada (debe producir un beneficio positivo teniendo en cuenta el daño que pudiera ocasionar la radiación).

b) A pesar de ser el beneficio positivo, para mantener la seguridad de todas las personas, se deben respetar los límites y restricciones de dosis establecidos (ver Vigilancia y Monitoreo).

El límite de dosis efectiva es 20 mSv en un año y los límites anuales de dosis equivalente son 150 mSv para el cristalino y 500 mSv para la piel.

c)     No es suficiente, como en otras actividades, estar por debajo de los límites. La dosis total que provoca la tarea debe ser mínima (tan baja como sea razonablemente alcanzable teniendo en cuenta factores sociales y económicos). Este principio se conoce como optimización de la protección radiológica.





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