Unidad Didactica 1

1.1. Definición.

Una central nuclear es cualquier instalación fija para la producción de energía mediante un reactor nuclear.

En ella podrá iniciarse, mantenerse y controlarse una reacción de fisión nuclear en cadena; para ello, se necesita un recipiente adecuado, una cierta cantidad de material fisionable, un fluido refrigerante para extraer el calor generado y ciertos mecanismos de control y seguridad.

Antes de continuar con la descripción de las centrales nucleares, se detallan los aspectos más destacables de la reacción de fisión nuclear.

1.2. Fisión nuclear

La fisión del núcleo se produce cuando la estructura nuclear del átomo es muy inestable produciendo la ruptura del núcleo en dos o más fragmentos.

La fisión espontánea es posible, pero muy rara entre los núcleos naturales y algo menos rara en los núcleos pesados artificiales. Por el contrario, el proceso de fisión de ciertos núcleos pesados naturales o artificiales es mucho más probable bombardeándolos con partículas energéticas, en especial con neutrones. Estos isótopos, llamados fisionables, son los isótopos del uranio (U) y del torio (Th) para los elementos naturales, y diversos isótopos, en particular los del plutonio (Pu), para los artificiales.

Aunque la fisión es teóricamente posible para muchos núcleos, sólo resulta práctico el uso de la energía liberada en la fisión de los de número másico mayor de 230. Para isótopos como el U-235, el U-233, el Pu-241 y el Pu-239, la fisión se produce mayormente por neutrones de poca energía (térmicos). De los citados isótopos, en la naturaleza sólo existe el U-235, por eso es el material fisionable por excelencia.

En la fisión del U-235 inducida por neutrones térmicos, el neutrón es capturado por el núcleo de U-235 formándose un núcleo de U-236 muy inestable y que tiene una gran probabilidad de fisionarse. Casi al instante se escinde en dos o tres fragmentos y algunos neutrones (en promedio 2,43 neutrones), todos ellos con una gran energía cinética.

Fisión de U-235

Las características más destacables de la fisión nuclear son las siguientes:

• Una gran liberación de energía, una gran parte de la cual se degradará en calor.

• Los fragmentos de fisión son siempre radiactivos.

• Los neutrones liberados pueden provocar a su vez la fisión de otros núcleos y la liberación de más neutrones y así sucesivamente; esto es lo que se llama reacción en cadena. Cuando la reacción en cadena es capaz de automantenerse de modo estacionario, se dice que el sistema es crítico o que ha alcanzado la criticidad. La cantidad mínima de material fisionable necesaria para mantener la reacción en cadena se denomina masa crítica, dependiente del isótopo y de otros factores.

1.3. Descripción general y funcionamiento

Una central nuclear, al igual que una térmica clásica, es una máquina térmica que transforma la energía térmica liberada por el combustible, primero en energía mecánica y después en energía eléctrica. Para ello consta de las siguientes partes generales:

• Sistema productor de vapor.- Constituido por el reactor en cuyo núcleo se desarrollan las reacciones de fisión y, en su caso, por los generadores de vapor donde se extrae el calor liberado en el núcleo y se produce el vapor.

• Grupo turbo-alternador.- El vapor se transfiere a la turbina donde, al expandirse sobre ésta, la energía calorífica se convierte en energía mecánica que, a través de un rotor, hace girar un alternador eléctrico donde se genera la electricidad.

• Condensador.- Consta de cambiadores de calor por cuyos haces tubulares fluye agua de refrigeración tan fría como sea posible. El vapor condensado de los cambiadores se licua y se devuelve al sistema productor de vapor.

Para unas determinadas condiciones del reactor, la potencia producida es proporcional al ritmo de fisiones, y éste es a su vez proporcional al número de neutrones existentes en cada momento. Así, el control de la potencia generada en el reactor se hace controlando el número de neutrones en el mismo; si éste se mantiene constante, se dice que el reactor está en estado crítico. Si la producción de neutrones es superior a las pérdidas, el reactor está supercrítico; en caso contrario, el reactor está subcrítico.

Toda variación de la potencia del reactor se traduce en una modificación de la temperatura del núcleo, que a su vez introducirá cambios en diversos parámetros que afectan a las variaciones del número de neutrones. Ello da lugar, en los diseños más implantados, a un proceso realimentado de forma negativa, que proporciona al sistema una capacidad de autorregulación, contribuyendo a su seguridad intrínseca.

El reactor nuclear debe funcionar durante todo el intervalo comprendido entre dos recargas de combustible, sin embargo durante el ciclo existe una pérdida de capacidad para la fisión nuclear. Por tanto, justo después de la recarga del combustible, el núcleo posee un exceso de tal capacidad que en funcionamiento normal es necesario compensar introduciendo absorbentes neutrónicos.

En la parada de un reactor, el número de fisiones se hace despreciable en algunas decenas de segundos. Sin embargo, el reactor sigue produciendo calor debido al decaimiento radiactivo de los productos de fisión, es el llamado calor residual, que debe evacuarse, ya que de lo contrario podría incluso fundir el núcleo del reactor.

1.4. Constituyentes fundamentales

Combustible

Los reactores térmicos usan normalmente U como combustible nuclear. En cualquiera de ellos, se trata de una mezcla de los isótopos U-238 y U-235 con distintos enriquecimientos de este último. También se han desarrollado nuevos combustibles con U y Pu.

En el caso más común, el de los reactores nucleares de agua ligera (Light Water Reactors o LWR) se utiliza como combustible U enriquecido en U-235 hasta valores del 5 %. Los reactores de agua pesada (Heavy Water Reactors o HWR) utilizan el U natural, cuya concentración en U-235 es la natural (0,7%).

Los reactores térmicos suelen utilizar UO₂, normalmente en forma de pastillas encerradas en vainas herméticas para conseguir un adecuado confinamiento de los productos de fisión y de los elementos transuránidos.

Durante la operación del reactor, y bajo la acción del intenso flujo neutrónico existente en el núcleo, el combustible nuclear se transforma debido a los siguientes fenómenos:

• Una gran parte del U-235 se fisiona, produciendo una gran variedad de fragmentos de fisión, todos ellos radiactivos y algunos de ellos buenos absorbentes neutrónicos.

• Una parte del U-238 captura neutrones dando lugar a distintos elementos transuránidos (neptunio, plutonio, americio, etc.) también radiactivos. Algunos de estos isótopos, como el Pu-239 o el Pu-241, son fisionables como el U-235. Otros isótopos tienen una alta capacidad de absorción neutrónica.

La evolución del combustible nuclear, manifestada en una disminución del número de núcleos fisionables, la generación de distintos productos de fisión algunos de los cuales tienen una gran capacidad de captura neutrónica y la formación núcleos más pesados que el U, junto con la alteración por irradiación de la vaina de combustible, hacen necesaria la sustitución del combustible por otro nuevo. Esta sustitución requiere la realización de paradas periódicas del reactor para los LWR, determinando ciclos de funcionamiento que suelen tener una duración de entre uno y dos años, al cabo del cual se suele renovar un cuarto o un tercio del combustible presente en el núcleo.

Moderador

La inmensa mayoría de todos los reactores nucleares son de tipo térmico. Estos reactores llevan incorporado un moderador, que debe ser un material ligero y poco absorbente de neutrones, cuya finalidad es conseguir que los neutrones de fisión lleguen rápidamente a la región de las bajas energías mediante reacciones de dispersión, evitando en lo posible la absorción del U-238. Por tanto, el moderador reduce la energía de los neutrones emitidos en la fisión hasta el de equilibrio térmico con el medio.

En la práctica, se utiliza generalmente el en forma de agua ligera, que tiene muy buenas características para la moderación de los neutrones, pero tiene una capacidad de captura neutrónica relativamente alta por lo que no puede utilizarse en reactores de U natural. En este caso, debe utilizarse el en forma de agua pesada o el carbono en forma de grafito. Los LWR necesitan U enriquecido para compensar la pérdida de neutrones por captura en el moderador.

Refrigerante

La energía liberada por la reacción de fisión se cede al medio, transformándose en calor, que es necesario extraer de la vasija con un sistema de refrigeración adecuado.

En los reactores térmicos el refrigerante, líquido o gaseoso, debe circular a presión, entre 30 y 150 kg/cm², que debe ser soportada por la vasija del reactor, los intercambiadores de calor y las conducciones asociadas.

En los LWR, el agua ligera sirve a la vez como moderador y refrigerante.

La potencia teórica de un reactor nuclear está limitada por la capacidad de su refrigerante para disipar el calor del núcleo. El combustible en sí, podría proporcionar una potencia grandísima; pero en la práctica, si se sobrepasa la capacidad del circuito de refrigeración, el calor de fisión fundiría los elementos combustibles causando un gran daño a la instalación. Precisamente, una gran parte de los sistemas de seguridad están diseñados para impedir que esto suceda, incluso durante breves períodos de tiempo.

Elementos de control

Éstos sirven para mantener la reacción en cadena en un nivel dado y para pararla si se detecta una situación anormal. Está formado por barras de control de material absorbente de neutrones, boro o cadmio, y que, con estructuras diferentes según el tipo de reactor, se introducen en el núcleo del reactor entre sus elementos combustibles. El arranque y la subida de potencia del reactor se consiguen mediante la extracción de las barras de control. Para parar el reactor se introducen de nuevo las barras.

Formalmente pueden distinguirse dos funciones: control y seguridad. El control normal de la reacción en cadena se obtiene introduciendo más o menos las barras de control, mientras que las barras de seguridad se utilizan para detener la reacción nuclear en caso de incidente y están dispuestas de forma que penetran en un tiempo muy corto.

En ciertas circunstancias, se prevé igualmente la actuación de mecanismos complementarios de seguridad que tienen un efecto análogo; con este fin se dispone de un sistema de inyección de boro disuelto en el refrigerante primario, que por sí sólo también es capaz de detener la reacción en cadena.

Barreras de protección

La seguridad en el funcionamiento de las centrales nucleares exige la utilización de un sistema de barreras múltiples cuya misión principal es oponerse al escape de los productos radiactivos al medio ambiente; aunque algunas de ellas también pueden actuar como blindajes eficaces contra las radiaciones.

La primera barrera es la vaina de combustible, que encierra herméticamente las pastillas de UO₂. Si bien, algunos autores señalan como primera barrera la propia pastilla, ya que su estructura retiene la mayor parte de los productos de fisión.

La segunda barrera sería la formada por la vasija del reactor o, más estrictamente por el circuito primario, es la denominada barrera de presión. La vasija del reactor es un recipiente a presión cilíndrico de grandes dimensiones que alberga el núcleo del reactor, sistemas asociados al mismo, y en general, otros elementos estructurales.

Por último, el recinto de contención, que encierra la vasija nuclear y otros componentes esenciales, está diseñado para mantener su hermeticidad en las condiciones de accidente más severas previstas, entre ellas las temperaturas y presiones resultantes del máximo accidente previsible. Según el tipo de reactor, existen distintos diseños del sistema de contención.

Se amplia a continuación la descripción de los dos tipos concretos de centrales actualmente en operación en España y que además son los más implantados en el mundo.

1.5. Reactores de agua ligera a presión

Los reactores de agua a presión o PWR (Pressurized Water Reactor) son los más extendidos tanto en el ámbito nacional como en el internacional. Sus modelos de más potencia superan los 1.000 MW eléctricos.

En la figura siguiente se incluye una representación esquemática de este tipo de centrales. El núcleo del reactor está encerrado en una vasija, por la que se hace circular el agua con ayuda de las bombas de recirculación que la hacen pasar por el lado tubos de los generadores de vapor, y de esta forma, producir vapor en su lado carcasa o secundario. Los modelos más modernos de este tipo de centrales suelen tener tres o cuatro de estos lazos que, idénticos entre sí, producen en paralelo vapor, que es enviado por el circuito secundario hasta la turbina. En el circuito primario, el agua se mantiene a presión elevada, de unas 150 atmósferas, para impedir la ebullición y controlar mejor el sistema. Por otra parte, al existir dos circuitos independientes, la posible contaminación procedente de roturas en las vainas del combustible quedaría confinada al circuito primario. El resto de la central es equivalente al de cualquier otra central térmica.

Con el objeto de atenuar las radiaciones, la vasija está rodeada de un blindaje contra las radiaciones, y todo el circuito primario se halla dentro del recinto de contención, con una estructura doble, metálica en el interior y de hormigón en el exterior. Todo ello para el caso improbable de que se rompa el circuito primario y se liberen los productos radiactivos contenidos en el núcleo y en el refrigerante.

Además hay una gran variedad de sistemas auxiliares y de seguridad, que se describen brevemente a continuación.

Si tuviera lugar un accidente con pérdida total o parcial de la refrigeración del núcleo o del refrigerante, la reacción de fisión sería inmediatamente detenida por el sistema de protección del reactor mediante la inserción de los absorbentes neutrónicos.

En primer lugar, el sistema de control químico y volumétrico extrae, de forma continua, agua del circuito primario, pasándola a través de desmineralizadores y filtros para limpiarla de productos de fisión y corrosión, llevándola después a un tanque, donde se extraen los gases disueltos, y desde el que se inyecta de nuevo al circuito primario.

Asimismo, se requiere un sistema de eliminación de calor residual, empleado para refrigerar el núcleo una vez que el reactor haya sido parado. Este calor sigue extrayéndose mediante la circulación del agua del circuito primario, pero el vapor producido en el intercambiador es enviado directamente al condensador. Cuando la presión y la temperatura han bajado a los niveles requeridos, entra en funcionamiento otro sistema de intercambiadores de calor y bombas conectado con el circuito primario, que llevan el calor de desintegración del núcleo hasta el sumidero final de calor en el exterior.

Relacionado con el sistema de extracción de calor residual está el sistema de refrigeración de emergencia, con el que en cierta medida se solapa. Para compensar la pérdida de refrigerante existen sistemas de inyección de agua que al mismo tiempo extraen el calor residual.

Ante una liberación de actividad a la contención, puede activarse el sistema de aspersión del recinto de contención para lavar el ambiente de radiactividad y reducir su temperatura y presión por condensación del vapor allí existente.

Por supuesto, para todo esto es necesario tener previsto un sistema de suministro eléctrico de emergencia, tanto exterior como interior, cuya fiabilidad de funcionamiento sea muy elevada, ya que de lo contrario no podrían funcionar los motores de las bombas y válvulas, ni sería efectiva la instrumentación, ni el control.

1.6. Reactores de agua ligera en ebullición

El reactor de agua en ebullición o BWR (Boiling Water Reactor) de ciclo directo carece de circuito secundario de refrigeración. El circuito primario se mantiene a una presión de unas 70 atmósferas, permitiéndose la ebullición del agua, que actúa de moderador y refrigerante, y el vapor va directamente a la turbina según se muestra en la figura.

En los BWR, al igual que en los PWR, existen sistemas auxiliares y de seguridad que básicamente tienen misiones generales análogas, aunque difieran en el detalle del diseño. Así, existen sistemas de protección del reactor, purificación del agua del reactor, extracción del calor residual, suministro eléctrico de emergencia, edifico de contención, tratamiento de residuos, entre otros.

Al ser una central de ciclo directo y a diferencia de los PWR, en los BWR las zonas radiológicas se extienden a todas aquellas que albergan el ciclo agua – vapor, de forma que el edificio de turbinas también es una zona radiológica.

Los reactores BWR suelen tener un doble sistema de contención, la contención primaria o pozo seco y la contención secundaria o edificio del reactor. Al menos una de estas contenciones es doble (metálica y de hormigón).

Para prevenir las consecuencias de uno de los accidentes más serios imaginables, la rotura súbita y total de una tubería de vapor principal, se dispone de una piscina de relajación de la presión o piscina supresora de presión, que absorbería la energía liberada por el vapor y provocaría su condensación. En cuanto a los productos radiactivos liberados en tal accidente, quedarían encerrados en el recinto de contención, y serían barridos hacia la citada piscina por un sistema de aspersión de la contención.

1.7. Centrales nucleares españolas

Todas las centrales nucleares que funcionan actualmente en España lo hacen con reactores nucleares de agua ligera. Las centrales nucleares de Almaraz (I y II), Ascó (I y II), Vandellós II y Trillo I cuentan con uno o dos PWR. Las centrales nucleares de Santa María de Garoña y Cofrentes tienen un BWR.

La tabla siguiente muestra algunos detalles de todas las centrales nucleares que han operado en España.

La Central Nuclear de Vandellós se encuentra clausurada y desmantelada a nivel 2.
La Central Nuclear de José Cabrera se encuentra en estado de parada definitiva desde el 30-4-2006.

2.1. Definición y generalidades

Átomo radiactivo

Radiactividad es la propiedad que tienen los núcleos de algunos átomos de experimentar desintegraciones o transformaciones espontáneas emitiendo radiaciones. La radiación se podría definir como el transporte de energía mediante ondas electromagnéticas o partículas subatómicas. Puede subdividirse en: Radiaciones ionizantes, si tienen energía suficiente para producir iones en la materia que inciden. Incluyen no sólo la radiactividad, sino también los rayos X, de un origen diferente a la radiactividad. Radiaciones no ionizantes, si no tienen energía suficiente para ionizar la materia, como las ondas de radio, microondas y radiación óptica, que no corresponden al tema aquí tratado.

La radiactividad es un fenómeno esencialmente nuclear, espontáneo es decir sin intervención exterior, e individualmente imprevisible es decir es un fenómeno estadístico. La transformación del núcleo para alcanzar un estado estable puede seguir caminos diferentes, dando lugar a diferentes tipos de radiaciones.

La radiactividad puede ser natural o artificial. La natural proviene de isótopos radiactivos existentes en la naturaleza. La artificial procede de los numerosos elementos radiactivos generados bombardeando elementos estable con partículas energéticas producidas en un reactor nuclear, en un acelerador de partículas o emitidas por fuentes radiactivas; tales elementos radiactivos aparecen en grandes cantidades, por ejemplo, como productos de fisión en los reactores nucleares. Ambos tipos de radiactividad son de la misma naturaleza, esto es, siguen las mismas leyes físicas.

2.2. Decaimiento radiactivo

La cantidad de una muestra de sustancia radiactiva que no se ha desintegrado disminuye exponencialmente con el tiempo, es decir matemáticamente

n = n₀ e^-lt

donde n₀ y n son el número de núcleos en los instantes t = 0 y t respectivamente; l es la denominada constante de desintegración radiactiva.

Período de semidesintegración, T_1/2, es el intervalo de tiempo en el que se desintegra la mitad del número de átomos presentes al principio. Se puede demostrar que:

T_1/2 = 0,693/l

Su valor es característico de cada isótopo radiactivo y va desde fracciones muy pequeñas de segundos a millones de años. La tabla siguiente muestra algunos ejemplos.

2.3. Actividad

Como no existe forma práctica de medir el número de átomos en una muestra radiactiva, se define una nueva magnitud llamada actividad.

La actividad, A, viene a ser el número de transiciones nucleares espontáneas en la unidad de tiempo. Se puede demostrar que también la actividad decae exponencialmente igual que el número de núcleos.

Su unidad en el Sistema Internacional (SI) es el bequerelio, Bq. Como esta unidad es una cantidad muy pequeña de actividad, se utilizan sus múltiplos: kilo (k), mega (M), tera (T) y peta (P).

1 kBq = 1.000 Bq = 10³ Bq
1 MBq = 1.000 kBq = 1.000.000 Bq = 10⁶ Bq
1 GBq = 1.000 MBq = 1.000.000 kBq = 10⁹ Bq
1 TBq = 1.000 GBq = 1.000.000 MBq = 10⁹ kBq = 10¹² Bq
1 PBq = 1.000 TBq = 1.000.000 GBq = 10⁹ MBq = 10¹² kBq = 10¹⁵ Bq.

La unidad antigua, aún muy usada, es el curio, Ci, siendo 1 Ci = 3,7·10¹⁰ Bq = 37 GBq.

2.4. Tipos de radiaciones

Tradicionalmente, se estudian tres tipos de radiación: a , b , y g. Además, se pueden considerar neutrones y las otras partículas subatómicas con energía suficiente.

• Radiación alfa, a .- Partícula compuesta de dos protones y dos neutrones fuertemente ligados emitida desde un núcleo inestable con número másico elevado. Tiene un gran poder de ionización y escasa penetración, tan escasa que se puede frenar en una hoja de papel o en la propia piel. Su espectro de energías es discreto, es decir con unos valores concretos de energía, por lo general de unos pocos MeV, que son característicos del radionucleido, y que pueden servir para identificarlo. A estas energías, su alcance en aire es de unos 3 - 5 cm.

• Radiación beta, b .- Consiste en electrones (b ^-) o positrones (b ⁺) de origen nuclear, es decir, partículas mucho más ligeras que las a y con la mitad de su carga eléctrica positiva o negativa. Tiene mayor penetración y un menor poder de ionización. Su distribución energética es continua hasta un valor máximo propio del radioisótopo.

• Radiación gamma, g .- Son fotones, o sea, cuantos de energía electromagnética con carga y masa en reposo nulas. Tiene una penetración muy superior a las radiaciones a y b , pero un poder de ionización menor. Posee un espectro discreto de energías.

  Generalmente, los núcleos producidos por la desintegración a o b de otro núcleo, se hallan en estado excitado. La composición del núcleo es la correcta para su estabilidad, pero tienen un exceso de energía, que es liberada en forma de un fotón.

• Radiación neutrónica.- Puede provenir de la fisión, de la emisión espontánea de algunos átomos radiactivos o de otro tipo de reacciones nucleares. Los neutrones así emitidos son rápidos, o sea con energías elevadas. Al tratarse de partículas con carga eléctrica nula, no interaccionan eléctricamente y pueden alcanzar unos grandes recorridos, por ejemplo cientos de metros en aire, durante los se moderan (pierden su energía) hasta convertirse en neutrones térmicos, es decir de baja energía.

En la figura siguiente se muestra el poder de penetración de las radiaciones a , b y g.

2.5. Radiactividad de las centrales nucleares

En un reactor nuclear de fisión se presentan diversos radionucleidos, que se pueden agrupar de la siguiente manera:

• Elementos transuránidos.- Se forman mayormente por las capturas neutrónicas en el U-238. Son, por ejemplo, el Pu-239, Pu-240, Pu-241, Am-241, Am-243, Cm-242, Cm-244, etc. Son esencialmente emisores de radiación a y tienen T_1/2 muy grandes. Estos elementos quedan normalmente retenidos en el propio combustible irradiado.

• Productos de fisión.- Son de naturaleza muy variable, esencialmente emisores b -g, con T_1/2 muy diferentes. Su mayor proporción queda retenida dentro de la vaina de combustible, sólo los más volátiles tienen cierto grado de difusión a través de la vaina, tanto mayor cuanto mayor es su deterioro. Algunos de los principales son:

• Productos de activación.- Provienen de la acción de los neutrones sobre los materiales estructurales del reactor (vasija, vainas, etc.), el refrigerante, el moderador, las impurezas, el aire próximo al núcleo del reactor y los productos de corrosión arrastrados por el refrigerante. Una parte de estos productos de activación quedan en los elementos estructurales del reactor y otra parte pasa al circuito primario arrastrado por el propio refrigerante. Mientras la vaina de combustible mantenga la hermeticidad requerida, son los responsables de la mayor parte de la radiactividad contenida en los residuos y efluentes de la central, y por tanto son los responsables del mayor impacto radiológico de la central dentro y fuera del emplazamiento durante la operación normal. Algunos de los principales radioisótopos originados de este modo son:

Una central nuclear en operación normal emite al ambiente cierta cantidad de sustancias radiactivas en forma de aerosoles, líquidos y gases. Estas sustancias provienen de la contaminación del circuito de refrigeración debida en su mayor parte a los productos de activación. El paso de las sustancias radiactivas desde el circuito de refrigeración al exterior se produce a causa de la necesidad de purificar o renovar el refrigerante. La naturaleza y cantidad de estas emisiones varía con el tipo de reactor considerado, siendo controladas y autorizadas por el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN).

En caso de accidente con degradación del núcleo, la radiactividad de las emisiones controladas o incontroladas se debería principalmente a los productos de fisión, que podrían escapar de la central por las vías que se muestran en la figura.

Los productos de fisión que más contribuyen a la actividad de la nube radiactiva son los gases nobles y los radioiodos debido a su volatilidad. También son importantes otros radionucleidos, como el Cs-137, Cs-134, Sr-90, Ru-106, etc. sobre todo en los escenarios de exposición a sus depósitos del suelo.

3.1. Dosis absorbida D

La dosis absorbida es la energía media impartida por cualquier tipo de radiación ionizante en la unidad de masa. Es una magnitud válida para todo tipo de radiaciones ionizantes y para cualquier tipo de material.

Su unidad en el SI es el es el J/kg (joule/kilogramo), que recibe el nombre especial de gray, Gy. Como esta unidad es una cantidad muy grande de dosis absorbida, se suelen utilizar sus submúltiplos: mili (m), micro (m) y nano (n).

1 mGy = 0,001 Gy = 10^-3 Gy
1 m Gy = 0,001 mGy = 0,000001 Gy = 10^-6 Gy
1 nGy = 0,001 m Gy = 0,000001 mGy = 10^-9 Gy.

La tasa de dosis absorbida, , es la variación de la dosis absorbida con el tiempo.

Se suele medir en mGy/hora y en m Gy/hora.

3.2. Dosis equivalente H

El daño biológico producido depende de la naturaleza y la energía de la radiación incidente y de las características del tejido incidido por la radiación. La radiobiología ha demostrado que, a igualdad de la energía por depositada por la radiación primaria en el elemento de volumen o masa de un tejido, el daño biológico producido depende de la distribución microscópica de la energía absorbida. Para tener presente esto, se define la dosis equivalente, H_T, en un órgano o tejido T, mediante la siguiente expresión:

siendo D_T,R la dosis absorbida media en el órgano o tejido T debida a la radiación R, y w_R es el factor de ponderación de la radiación.

Como los w_R son adimensionales, la H_T y la D_T,R tienen las mismas unidades. En el SI es el J/kg, si bien para la H_T se adopta el nombre de sievert, Sv, así que 1 Sv = 1 J/kg. Como esta unidad es una cantidad muy grande de dosis equivalente, se utilizan sus submúltiplos, como en el caso de la dosis absorbida.

Los w_R dependen del tipo de radiación y de su energía según la tabla siguiente.

La tasa de dosis equivalente, , es la variación de la dosis equivalente en el tiempo.

Se suele medir en mSv/hora y en m Sv/hora.

Teniendo en cuenta que el campo de radiación puede no ser uniforme sobre el cuerpo y que sus distintas partes tienen distinta susceptibilidad a la radiación, se define una nueva magnitud denominada dosis efectiva, E. Esta magnitud es la suma de las dosis equivalentes H_T a los diferentes órganos T ponderadas por los correspondientes factores de ponderación tisular, w_T, que representan la proporción de riesgo que se debe al órgano T frente al riesgo total cuando el cuerpo se irradia uniformemente.

Las unidades para E son las mismas que para H; o sea, el Sv.

Los valores adoptados para w_T se indican a continuación.

La magnitud definidas anteriormente no se pueden evaluar experimentalmente. Por tanto, las ecuaciones anteriores no pueden emplearse con propósitos de medida.

Para fines operacionales, es decir de vigilancia individual en la protección radiológica, se introducen unas magnitudes relacionadas con las anteriores. Entre ellas cabe destacar el equivalente de dosis personal H_p(d), o dosis equivalente a una profundidad adecuada d (en mm) por debajo de un punto dado del cuerpo. Para radiaciones fuertemente penetrantes se toma d = 10 mm.

4.1. Irradiación externa

Irradiación externa es la exposición total o localizada a las radiaciones ionizantes procedentes de una fuente externa. El individuo sólo resulta irradiado mientras permanece en el campo de radiación de la fuente.

El campo de radiación se caracterizará por la tasa de dosis. La dosis H recibida por una persona que permanece un tiempo t en una zona con tasa de dosis será

H = ·t

Las relaciones de la tasa de dosis producida por una fuente radiactiva con la distancia a la misma y con su actividad pueden resultar ser muy complejas a no ser que se incluyan diversas hipótesis sobre la naturaleza y circunstancias de la exposición.

4.2. Contaminación radiactiva

Contaminación es la presencia indeseada de sustancias radiactivas en la superficie o en el interior del cuerpo. En este caso, el individuo se convierte en portador de la propia fuente radiactiva y, por tanto, resulta irradiado de forma continua mientras siga portando la contaminación.

Según la localización de la sustancias radiactivas, se puede distinguir entre:

• Contaminación externa.- Deposición en la superficie del cuerpo.

• Contaminación interna.- Incorporación en el interior del organismo.

Las vías de entrada de la contaminación interna son la inhalación, la ingestión y la penetración a través de la piel más o menos deteriorada.

Cuando un radionucleido se incorpora al organismo, provoca un riesgo de irradiación a los diferentes órganos. Este riesgo dependerá del radionucleido, de la vía de entrada al organismo, de las formas física y química del compuesto y de la propia reacción fisiológica del individuo contaminado.

A la incorporación o penetración del radionucleido en el organismo, le sigue una absorción más o menos rápida en la sangre a través de la cual se distribuye en el organismo. El metabolismo del radionucleido incorporado depende no de sus propiedades radiactivas, sino de las químicas.

Existen radionucleidos que, por participar en los procesos bioquímicos de casi todas las células, se distribuyen uniformemente por todo el cuerpo; por ejemplo el H-3, el C-14, el Na-22, el K-40 y el Cs-137. Existen, sin embargo, isótopos que manifiestan una gran afinidad por la deposición en ciertos órganos; por ejemplo el Sr-90, el Ca-45, el Ba-140, el Ra-226 y otros alcalinotérreos en los huesos y los iodos en la glándula tiroides.

El radionucleido incorporado experimentará un proceso de desaparición más o menos lenta del organismo. A ello contribuirán de forma variable la desintegración radiactiva según la ley física de decaimiento exponencial, y la eliminación biológica.

La determinación de la actividad incorporada puede hacerse con métodos basados en la vigilancia individual: medidas directas mediante contadores de radiactividad corporal, y medidas indirectas analizando excretas. También se pueden usar métodos basados en la vigilancia de área, midiendo la concentración de actividad en la vía de acceso.

A partir de la actividad incorporada y conociendo los coeficientes que relacionan la unidad de incorporación (Bq) y la unidad de dosis (Sv), se puede realizar el cálculo de las dosis equivalentes comprometidas H(t ) a los diferentes órganos y tejidos, y finalmente el cálculo de la dosis efectiva comprometida E(t ). Cuando no se especifica el valor de t , se sobreentiende un período de 50 años para los adultos y de 70 años para los niños. La unidad para estas dosis es también el Sv.

4.3. Cuantificación del riesgo en términos de dosis

En definitiva, la dosis individual total será la suma de las dosis por irradiación externa y por contaminación. De esta forma y con fines prácticos, la dosis efectiva, E, puede estimarse en la mayoría de las situaciones a partir de las cantidades operacionales mediante la siguiente fórmula:

donde es la dosis efectiva debida de la exposición externa; (Sv/Bq) y (Sv/Bq) son los coeficientes de dosis comprometida efectiva para incorporaciones del radionucleido j, por inhalación y por ingestión respectivamente, de un individuo del grupo de edad g; (Bq) e (Bq) son las actividades incorporadas del radionucleido j, por inhalación y por ingestión respectivamente.

Los términos (Sv/Bq) y (Sv/Bq) se hallan tabulados en el Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes referenciado más adelante.

Las radiaciones ionizantes son capaces dañar o matar as células con el consiguiente daño a los tejidos, órganos o sistemas que forman. Se distinguen dos tipos de efectos:

• Efectos estocásticos.- Resultantes del daño en una sola célula, como el cáncer y los efectos hereditarios. La probabilidad de aparición de tales efectos, el número y tipo de los mismos, pero no su severidad, dependen de la dosis. Si las células afectadas son somáticas, los efectos se manifestarán en el propio individuo, si son germinales podrán manifestarse sobre la descendencia. Además, los daños estocásticos son latentes, manifestándose años o décadas después de la exposición. A efectos de protección radiológica, se supone que no tienen umbral de dosis, es decir, por muy baja que sea la dosis, existe cierta probabilidad para la aparición del daño.

• Efectos deterministas.- Efectos sobre la salud para el que generalmente hay un nivel de dosis umbral por encima del cual la severidad del efecto es mayor cuanto mayor es la dosis. Se pueden calificar como efecto determinista severo si es fatal, pone en peligro la vida o causa lesiones permanentes que reducen la calidad de vida. Suelen ser efectos de aparición temprana y la severidad del daño depende de la dosis recibida. También pueden llamarse reacciones tisulares.

Para los efectos estocásticos, el riesgo de exposición a las radiaciones ionizantes se evalúa cuantitativamente mediante el llamado factor de riesgo, m, que es el incremento en la probabilidad de que se produzca el efecto por la unidad de dosis.

m = aumento probabilidad / dosis

Como la realización de estudios epidemiológicos a dosis bajas resulta impracticable e imprecisa, los efectos conocidos para dosis más altas se extrapolan aplicando relaciones por lo general lineales.

La última información radiobiológica incluida en las nuevas recomendaciones la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) de 2007 recoge factores de riesgo algo inferiores, pero del mismo orden de magnitud, que los estimados en las recomendaciones de la ICRP-60 (1990), quedando como se muestra en la tabla siguiente.

Coeficientes de riesgo nominales ajustados al detrimento para cáncer y efectos hereditarios (10^-2 Sv)

Población expuesta	Cáncer	Efectos hereditarios	Total
Conjunto	5,5	0,2	6,0
Adultos	4,1	0,1	4,0

Así, a efectos de protección radiológica sería apropiado seguir con un factor global de riesgo de 0,05 Sv^-1, en el cual están basadas las actuales normativas internacionales.

6.1. Generalidades

La protección radiológica es una disciplina científica cuyo objetivo es la protección de los individuos y sus descendientes contra los riesgos derivados de la utilización de las radiaciones ionizantes. Se concreta en normas legales, métodos técnicos y medidas dirigidas a prevenir los efectos biológicos deterministas y limitar la probabilidad de los efectos biológicos estocásticos hasta valores considerados aceptables.

Actualmente hay legislaciones y normas estrictas de protección radiológica con una elevada homogeneidad en la mayoría de los países por basarse en las recomendaciones de la ICRP y el Organismo Internacional de la Energía Atómica (IAEA).

Primeramente, se distinguen dos tipos de actividades que suponen la exposición de los individuos a las radiaciones ionizantes: prácticas o actividades humanas que aumentan la exposición global a la radiación; e intervenciones o actividades que pueden reducir la exposición global al incidir sobre sus causas.

La exposición humana puede ser de tres tipos: ocupacional, es decir, la recibida en el lugar de trabajo y principalmente como consecuencia de éste; médica, principalmente la exposición de las personas en el marco de procesos diagnósticos o de tratamiento; y del público, que abarca todas las demás exposiciones.

La distinción entre las dos actividades y los distintos tipos de exposiciones dan lugar a distintas posibilidades y procedimientos de control.

Los principios básicos de la protección radiológica para las prácticas son:

• Justificación.- No se autorizará ninguna actividad sin que produzca un beneficio neto positivo. La justificación se basará en un análisis coste - beneficio que demuestre la compensación de los perjuicios por los beneficios derivados de la actividad.

• Optimización.- Consistente en el principio ALARA (As Low As Reasonably Achievable), según el cual todas las exposiciones deben mantenerse tan bajas como sea razonablemente posible teniendo en cuenta factores sociales y económicos.

• Limitación de la dosis individual. Las dosis de radiación que puede recibir cualquier individuo no deben superar unos valores establecidos como límites legales, lo que garantiza la protección incluso de los más expuestos.

Para el caso de la intervención no son aplicables los límites de dosis. Los principios de justificación y optimización pueden dar lugar a niveles de intervención, que orienten sobre la idoneidad de la intervención.

Según la Ley 15/1980 de creación del Consejo de Seguridad Nuclear, éste es el único órgano español competente en seguridad nuclear y protección radiológica.

6.2. Legislación básica y límites de dosis

La protección radiológica de las prácticas está detalladamente regulada en el Real Decreto 783/2001 por el que se aprueba el Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes, que traspone la Directiva 96/29/EURATOM relativa a la protección sanitaria de la población y los trabajadores contra los peligros que resultan de las radiaciones ionizantes, basada en la publicación n.º 60 de la ICRP (1990).

El citado Reglamento distingue, entre trabajadores expuestos, persona en formación o estudiante y miembros del público.

Los límites de dosis establecidos en el Reglamento serán los siguientes.

Estos límites se aplican a la suma de la dosis recibidas por exposición ocupacional externa durante el período especificado y de la dosis comprometida en 50 años (hasta 70 años para los niños) por incorporaciones durante ese mismo período. En su cómputo no se incluirá la dosis debida al fondo natural y a exámenes y tratamientos médicos.

Además de los límites indicados, la dosis efectiva para los trabajadores no debe superar los 50 mSv/año oficial. Para el público y en circunstancias especiales, el CSN podría autorizar un valor de dosis efectiva más elevado en un único año oficial, siempre que el promedio durante cinco años oficiales consecutivos no sobrepase 1 mSv/año oficial.

La limitación de la dosis efectiva asegura una protección suficiente de todos los órganos y tejidos del cuerpo contra los efectos deterministas excepto el cristalino, que contribuye de forma insignificante a la dosis efectiva, y la piel, que puede estar sometida a exposiciones localizadas. Se requiere, por tanto, límites adicionales para las exposiciones localizadas del cristalino y de la piel, con el fin de evitar los efectos deterministas en estos órganos. Los límites de dosis equivalentes para la piel se promedian sobre cualquier área de 1 cm², independientemente de la zona expuesta. También se limitan las dosis a las extremidades para considerar las exposiciones localizadas a las mismas, lo cual sólo parece aplicable a los trabajadores expuestos.

Los límites de dosis para mujeres no embarazadas son los mismos que para los hombres. Para la mujer embarazada y tan pronto como ésta comunique su estado al titular de la práctica, la protección del feto deberá ser comparable a la de los miembros del público. Por ello, las condiciones de trabajo de la mujer embarazada serán tales que la dosis equivalente al feto sea tan baja como sea razonablemente posible, de forma que sea improbable la superación de 1 mSv durante el resto del embarazo.

6.3. Técnicas básicas de protección radiológica

Las técnicas básicas de protección contra la irradiación externa son:

• Reducir el tiempo.- Pues la dosis recibida es proporcional al tiempo de exposición.

• Incrementar la distancia.- Sea cual sea la fuente, la tasa de dosis siempre disminuye al aumentar la distancia, disminución que es inversamente proporcional al cuadrado de la distancia para fuentes de dimensiones muy pequeñas.

• Usar blindaje.- Su uso depende mucho de las circunstancias. La atenuación obtenida dependerá del tipo y energía de la radiación y de la naturaleza y espesor del blindaje. Los materiales que mejor atenúan la radiación g son aquellos de número atómico y densidad elevados como el plomo.

Las medidas de protección contra la contaminación se pueden resumir así.

• Preventivas contra la contaminación externa: uso de vestuario de protección y respeto de las zonas de cambio y paso.

• Preventivas contra la contaminación interna: utilización de equipos respiratorios, prohibición de comer, beber o fumar y de trabajar con heridas abiertas en zonas con riesgo de contaminación.

• Correctivas contra la contaminación externa: lavado de la zona contaminada primero con agua y jabón neutros y después con reactivos químicos, y métodos que incrementan la sudoración.

• Correctivas contra la contaminación interna: lavado de heridas contaminadas, administración de agentes químicos que favorecen la eliminación de los contaminantes incorporados, y profilaxis radiológica (administración de iodo estable para saturar la glándula tiroides y evitar la deposición del iodo radiactivo en ella).

La aplicación de estas técnicas básicas de protección radiológica se encuentra altamente desarrollada en el ámbito de la exposición ocupacional en las instalaciones nucleares y radiactivas.

La protección de la población ante una emergencia nuclear es en general una situación más compleja ante la que también se requiere una planificación y preparación que permita una actuación efectiva. El desarrollo de estos aspectos corresponde a las siguientes unidades didácticas.

• Página de internet del Ministerio de Industria, Turismo y Comercio. Dirección General de Política Energética y Minas. http://www.mineco.es/energia/

• Página de internet del Consejo de Seguridad Nuclear. http://www.csn.es/

• Página de internet del Foro de la Industria Nuclear Española. http://www.foronuclear.org/

• Información de General Electric Company, Westinghouse Electric Company, y otras empresas españolas y europeas del sector eléctrico y de servicios.

• ICRP Publication 60: 1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection, 60.

• Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el que se aprueba el Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes (B.O.E. núm. 178 del jueves 26 de julio de 2001).

Señale cual de las 3 opciones es la respuesta correcta.

8.1. Cuestiones

1. El sistema de protección del reactor, el moderador y la doble contención.
2. La vaina de combustible, la barrera de presión y la doble contención.
3. El sistema de protección del reactor, el refrigerante y la doble contención.

1. el Cr-51 y el Co-60.
2. el Ir-192 y el Am-241.
3. el Cs-137 y el I-131.

1. 180 mSv.
2. 150 mSv.
3. 120 mSv.

1. Siempre producen efectos estocásticos y deterministas.
2. Siempre producen efectos estocásticos cuando la dosis recibida supera un cierto valor umbral.
3. Producen efectos deterministas si la dosis supera unos determinados valores umbrales de dosis.

1. Utilización de un buzo de algodón y otro de plástico.
2. Interposición de un blindaje entre la fuente y el personal.
3. Utilización de protección respiratoria y de un dosímetro.

Valeriano Ortega Miravalles
Titulado Superior de la Escuela Nacional de Protección Civil
Dirección General de Protección Civil y Emergencias. Ministerio del Interior