MANUAL-DE-PROTECCION-RADIOLOGICA-NIVEL-P-O-E-2

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SSSEEEDDDEEENNNAAA 
 
 
SECRETARIA DE LA DEFENSA NACIONAL 
 
DIRECCIÓN GENERAL DE SANIDAD 
 
FÍSICA MÉDICA 
 
 
CURSO DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA PARA 
EL DIAGNOSTICO MEDICO CON RAYOS X 
 
 
 
 
MANUAL DEL CURSO 
 
 
 
 
 
 
Indice 
 
 
 
PARTE I. 
PRINCIPIOS BÀSICOS. 
 
 
I. Antecedentes ........................................................................................ 1 
 I.1. Objetivo de la Protección Radiológica .................................................. 2 
II. Estructura atómica de la materia ............................................................. 3 
 II.1. Introducción .................................................................................. 3 
 II.2. El átomo ....................................................................................... 3 
 II.3. El núcleo ....................................................................................... 5 
 II.4. La masa y la energía ...................................................................... 6 
III. La Radiación Ionizante ........................................................................... 8 
IV. Producción de Rayos X ........................................................................... 10 
 IV.1. Rayos X por frenado ...................................................................... 10 
 IV.2. Rayos X característicos ................................................................... 11 
V. Interacción de la radiación con la materia ................................................. 13 
 V.1. Introducción .................................................................................. 13 
 V.2. Paso de partículas alfa y otros iones por la materia ............................. 14 
 V.3. El paso de electrones por la materia .................................................. 14 
 V.4. El paso de la radiación electromagnética por la materia ....................... 15 
 V.5. Atenuación de los rayos X y gamma .................................................. 16 
VI. Magnitudes y unidades de Protección Radiológica ...................................... 19 
 VI.1. Introducción ................................................................................. 19 
 VI.2. Exposición (El Roentgen) ................................................................ 19 
 VI.3. Dosis absorbida (El Gray y rad) ....................................................... 20 
 VI.4. Dosis equivalente (El Sievert y el rem) ............................................. 20 
 VI.5. Múltiplos y submúltiplos ................................................................. 21 
 VI.6. Tasa (o razón) de dosis .................................................................. 22 
VII. Radiación natural .................................................................................. 24 
VIII. Efectos biológicos causados por la radiación ionizante ................................ 28 
 VIII.1. Introducción ............................................................................... 28 
 VIII.2. Daño biológico por radiaciones ...................................................... 28 
 VIII.3. Efectos de la radiación en las células .............................................. 29 
 VIII.4. Clasificación de los efectos biológicos ............................................. 31 
 VIII.5. Cánceres y daños hereditarios (Efectos latentes) ............................. 32 
 VIII.6. Dosis de radiación ....................................................................... 33 
IX. La Protección Radiológica y sus principios básicos ...................................... 36 
 IX.1. Límites anuales de dosis para trabajadores profesionalmente expuestos 
y público ...................................................................................... 37 
X. Blindajes .............................................................................................. 38 
 X.1. Introducción .................................................................................. 38 
 X.2. Ley del inverso cuadrado ................................................................. 38 
 X.3. Tasa de Exposición (Factor tiempo) ................................................... 40 
 X.4. Conceptos básicos de blindaje .......................................................... 42 
 X.5. Cálculo de espesores ....................................................................... 43 
 X.6. Capas Hemirreductores y capas Decirreductoras ................................. 44 
XI. Detectores de radiación .......................................................................... 49 
 XI.1. Introducción ................................................................................. 49 
 XI.2. Detectores de ionización de gas ....................................................... 49 
 XI.3. Calibración de detectores ................................................................ 52 
 XI.4. Tiempo muerto de un detector ........................................................ 53 
 XI.5. Detectores de centelleo .................................................................. 54 
 XI.6. Dosímetros personales ................................................................... 55 
XII. Componentes de un sistema de Rayos X ................................................... 58 
 XII.1. Tubo de Rayos X .......................................................................... 58 
 XII.2. Fuente de alta tensión .................................................................. 59 
 XII.3. Circuitos de control de emisión ....................................................... 61 
 
 
PARTE II. 
LEGISLACIÒN MEXICANA EN MATERIA DE DIAGNOSTICO 
MÈDICO CON RAYOS X. 
 
 
I.1 Responsabilidades Sanitarias .................................................................. 62 
 I.1. Objetivo y campo de aplicación ......................................................... 62 
 I.2. Responsabilidades Sanitarias ............................................................ 62 
 I.2.1. Requisitos .............................................................................. 62 
 I.2.2. Tramites administrativos ......................................................... 63 
 I.3. Personas que intervienen en un establecimientos y sus responsabilidades 64 
 I.3.1. Titular ................................................................................... 64 
 I.3.2. Responsable de Operación y Funcionamiento .............................. 64 
 I.3.2.1. Responsabilidades ....................................................... 64 
 I.3.3. Médico Radiólogo .................................................................... 65 
 I.3.3.1. Responsabilidades ....................................................... 65 
 I.3.4. Técnico Radiólogo ................................................................... 66 
 I.3.4.1. Responsabilidades ....................................................... 66 
 I.3.5. Asesor Especializado en Seguridad Radiológica ........................... 66 
 I.3.5.1. Responsabilidades ....................................................... 66 
 I.3.6. Obligaciones Generales ........................................................... 67 
II. Instalaciones ........................................................................................ 68 
 II.1. Definición de Zonas Controladas y Supervisadas ................................. 68 
 II.2. Especificaciones de estructura y de acabado ...................................... 68 
 II.2.1. De las salas de Rayos X y consola de control ............................ 68 
 II.2.2. De los cuartos oscuros .......................................................... 69 
 II.2.3. Area de almacenamiento ....................................................... 70 
 II.2.4. Área de Interpretación ........................................................... 70 
 II.3. Señalización .................................................................................. 70 
 II.4. Dimensiones y comunicación........................................................... 71 
III. Blindajes .............................................................................................. 73 
 III.1. Conceptos .................................................................................... 73 
 III.2. Métodos de cálculo ........................................................................ 73 
 III.3. Memoria analítica .......................................................................... 74 
 III.4. Equivalencias ............................................................................... 75 
 III.5. Verificación .................................................................................. 75 
IV. Equipos de Rayos X ............................................................................... 77 
 IV.1. Especificaciones para la adquisición de equipo ................................... 77 
 IV.2. Pruebas de aceptación y control de calidad ....................................... 77 
 IV.3. Equipo procesador de revelado ........................................................ 79 
V. Procedimiento de Protección y Seguridad Radiológica ................................. 80 
 VI.1. Limites de dosis para el P.O.E. y público ........................................... 80 
 VI.2. Niveles orientativos de dosis ........................................................... 80 
 V.3. Dispositivos de Protección Radiológica ............................................... 81 
 V.4. Vigilancia Individual ........................................................................ 82 
 V.5. Uso de equipos móviles y portátiles ................................................... 83 
 V.6. Procedimiento de protección a pacientes, P.O.E. y público .................... 83 
 V.6.1. Protección del paciente ........................................................... 83 
 V.6.2. Protección del P.O.E. .............................................................. 85 
 V.6.3. Protección del público ............................................................. 86 
 V.7. Protección de gónadas ..................................................................... 86 
 V.8. Alternativas para pacientes embarazadas ........................................... 86 
 V.9. Visitas y acompañantes ................................................................... 87 
 V.10. Control de recepción de la placa ...................................................... 87 
 V.11. Manual de Protección y Seguridad Radiológica .................................. 87 
 V.12. Manual de Procedimientos Técnicos ................................................. 88 
 V.13. Registros ..................................................................................... 88 
 Referencias .......................................................................................... 89 
 
 
 
 
 1 
PARTE I. 
 
 
PRINCIPIOS BÁSICOS. 
 
 
I. ANTECEDENTES 
 
La radiación ionizante, por su propia naturaleza, produce daños en los seres vivos. 
Desde el descubrimiento de los rayos X por Roentgen en 1895 y de la 
radiactividad por Becquerel, en 1896, los conocimientos sobre sus efectos han ido 
avanzando a la par que los estudios sobre las propias radiaciones y sobre la 
esencia de la materia misma, no siempre sin episodios desgraciados. El propio 
Becquerel (Fig. 1) sufrió daños en la piel causados por la radiación de un frasco de 
radio que guardó en su bolsillo. Marie Curie (Fig. 1), merecedora en dos ocasiones 
del Premio Nobel por sus investigaciones sobre las propiedades de las sustancias 
radiactivas, falleció víctima de leucemia, sin duda a causa de su exposición a la 
radiación. Más de trescientos de los primeros trabajadores en este campo 
murieron a causa de las dosis recibidas, con casos significativos como el de los 
pintores que dibujaban con sales de radio los números en las esferas luminosas de 
los relojes y mirillas de cañones, afinando el pincel con la boca, que en su mayoría 
desarrollaron cáncer de mandíbula. El empleo de la bomba atómica en Hiroshima 
y Nagasaki produjo la irradiación de las poblaciones supervivientes a la explosión, 
con secuelas que aún continúan siendo estudiadas y son fuente de valiosa 
información acerca de los efectos biológicos producidos por la radiación a largo 
plazo. La utilización de las radiaciones en medicina, con fines terapéuticos o de 
diagnóstico, constituye sin duda uno de los aspectos más destacados del beneficio 
que éstas suponen para la Humanidad, pero en su desarrollo también se causaron 
exposiciones a los pacientes, que en la actualidad serían injustificables, 
provocando en ciertos casos el desarrollo de daños atribuibles a la radiación 
recibida. 
 
 
Figura 1.- Henry Becquerel y Marie Curie. 
 
Toda esa experiencia negativa sin duda ha ido creando en el subconsciente 
colectivo una idea deformada sobre la radiación y la radiactividad, que se perciben 
como intrínsecamente peligrosas, con independencia del tipo de radiación, de la 
cantidad recibida o del motivo por el que se reciba. Además, a nivel popular, suele 
desconocerse que radiación y radiactividad forman parte de la Naturaleza y de 
nuestro propio cuerpo, siendo vistas en general como un nefasto invento del 
Hombre. 
 2 
 
Sin embargo, la radiactividad es uno de los grandes descubrimientos del hombre 
contemporáneo, y a la par que se fueron conociendo sus efectos, también se 
fueron encontrando aplicaciones de gran utilidad, en las que las sustancias 
radiactivas o los aparatos emisores de radiaciones ionizantes resultan 
insustituibles: además de la medicina, la agricultura, la industria, las ciencias de la 
tierra, la biología y otras muchas ramas dependen hoy en día en muchos aspectos 
de su utilización. Este tema presenta la naturaleza de la radiación ionizante y los 
efectos que causa sobre la materia y en particular los tejidos vivos, los 
procedimientos para su detección y medida, así como las diferentes fuentes de 
radiación, naturales y artificiales, a las que los seres humanos estamos expuestos. 
A consecuencia de todo ello es necesario protegerse adecuadamente, para evitar 
sufrir daños, pero sin limitar innecesariamente la utilización beneficiosa que se 
puede hacer de la radiación y las sustancias radiactivas en numerosos ámbitos. 
Ese es el objetivo de la Protección Radiológica, cuyos principios y métodos serán 
también revisados a lo largo de este curso. 
 
 
I.1. OBJETIVO DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA 
 
Es prevenir la ocurrencia de los efectos determinísticos y reducir la incidencia de 
efectos estocásticos hasta valores considerados aceptables dentro de las 
normas, debido a la realización de actividades necesarias, en las cuales se hace 
uso de fuentes de radiación ionizante. 
 
 3 
II.- ESTRUCTURA ATOMICA DE LA MATERIA 
II.1. INTRODUCCIÓN 
¿QUÉ es la materia? Según el diccionario, es "aquello que constituye la sustancia 
del universo físico". La Tierra, los mares, la brisa, el Sol, las estrellas, todo lo que 
el hombre contempla, toca o siente, es materia. También lo es el hombre mismo. 
La palabra materia deriva del latín mater, madre. Las radiaciones ionizantes y sus 
efectos también son procesos atómicos o nucleares. Por eso debemos describir a 
los átomos y sus núcleos antes de hablar de la radiación. 
II.2. EL ÁTOMO 
La pequeñez de los átomos embota la imaginación. Los átomos son tan pequeños 
que pueden colocarse unos 100 millones de ellos, uno después de otro, en un 
centímetro lineal. Su radio es del orden de l0-8 cm. A su vez, los núcleos tienen 
dimensiones lineales 10 000 a 100 000 veces más pequeñas. El radio nuclear es 
de 10-12 a 10-13 cm. En términos de volumen, los átomos ocupan como l0- 24 cm³ 
y los núcleos l0-38
Nuestra imagen del atómo recuerda la de un sistema planetario en el que el 
núcleo está en el centro y los electrones giran a su alrededor, de hecho no puede 
decirse exactamente dónde se encuentra cada electrón en cada instante, como se 
ilustra en la figura 2.cm³. 
 
Figura 2. Nuestra imagen del átomo. 
El núcleo de cada átomo está formado a su vez por protones y neutrones. Lo 
podemos imaginar como un racimo de partículas, pues neutrones y protones se 
encuentran en contacto unos con otros. Los electrones tienen carga eléctrica 
negativa (-e), los protones la misma, pero positiva (+e), y los neutrones no 
tienen carga. Los núcleos son por consiguiente positivos. La fuerza fundamental 
que mantiene a los electrones unidos a su respectivo núcleo es la eléctrica; 
sabemos que cargas opuestas se atraen y cargas del mismo signo se repelen. 
Los átomos normalmente son eléctricamente neutros, pues el número de 
electrones orbitales es igual al número de protones en el núcleo. A este número se 
le denomina número atómico (Z) y distingue a los elementos químicos. Ahora 
 4 
bien, los electrones orbitales se encuentran colocados en capas. La capa más 
cercana al núcleo es la capa K; le siguen la capa L, la M, la N, etc. Una 
clasificación de los elementos la constituye la tabla periódica, en que a cada 
elemento se le asocia su correspondiente Z (véase la figura 3). 
 
Figura 3. La tabla periódica de los elementos. 
Si por algún proceso físico un electrón se separa de su átomo correspondiente, se 
dice que sucede una ionización. El átomo resultante, ahora con una carga neta 
positiva, se llama ion positivo, o átomo ionizado. La ionización puede tener lugar 
en cualquiera de las capas atómicas, denominándose ionización K, L, M, etc. 
Cuando sucede una ionización de capa interna, como la K, queda un espacio 
vacante en la capa. El átomo tiene la tendencia entonces a llenar esta vacancia 
con un electrón de una capa externa. Al suceder esto, hay una emisión de 
radiación electromagnética (luz visible, rayos ultravioleta, o rayos X), como lo 
muestra la figura 4. 
 
Figura 4. Si sucede una ionización en la capa K, un 
electrón de la capa L llena la vacancia, emitiéndose un 
fotón. 
 
 5 
II.3.EL NÚCLEO 
El núcleo está en la parte central del átomo, y consiste de protones y neutrones. 
Cada elemento de un Z determinado puede contener en su núcleo diferente 
número de neutrones sin que ello afecte su número atómico; por ejemplo, el 
hidrógeno, el elemento más sencillo, puede tener cero, uno, o dos neutrones. El 
núcleo del hidrógeno más común sólo consiste de un protón; le sigue el hidrógeno 
pesado, o deuterio, con un protón y un neutrón; y el tritio, con un protón y dos 
neutrones. Todos ellos son hidrógeno, por ser de Z = 1, pero las variantes según 
N, el número de neutrones, se llaman isótopos del hidrógeno. La figura 5 muestra 
los isótopos del hidrógeno. 
 
Figura 5. Los isótopos del hidrógeno. 
El número de masa A de los núcleos es igual al número total de nucleones (así se 
llama genéricamente a los neutrones y protones). En otras palabras, A = N + Z, 
con lo cual se define totalmente de qué núcleo se trata. Hay más de 2 000 
isótopos conocidos de todos los elementos. En el cuadro 2 se dan ejemplos de 
algunos isótopos de los elementos más ligeros. 
Para identificar sin ambigüedad a los núcleos, se usa la siguiente 
notación 
en donde X representa el símbolo químico (H, He, Li, etc.). Al indicar A y Z, queda 
definido N = A- Z. Nótese, además, que se puede prescindir de escribir Z, pues ya 
se tiene el símbolo químico, que es equivalente. En esta notación, los isótopos del 
hidrógeno son 1H, 2H y 3H. Los del oxígeno serán 16O, 17O y 18O. La llamada Tabla 
de los Núclidos clasifica a todos los núcleos conocidos. En ella se asignan 
casilleros a los núclidos, teniendo en el eje horizontal el número N y en el vertical 
Z, como lo muestra la figura 6 para los elementos más ligeros. 
 6 
 
Figura 6. Tabla de los isótopos de los elementos ligeros.. 
II.4. LA MASA Y LA ENERGÍA 
La masa de los núcleos es otra de sus características importantes. Para 
cuantificaría se define la unidad atómica de masa (u.a.m) como 1/12 de la masa 
del átomo de 12
masa del protón = m
C, que tiene 6 protones, 6 neutrones y 6 electrones. En estas 
unidades las masas de las partículas fundamentales resultan ser: 
p
masa del neutrón = m
 = 1.007277 u.a.m. 
n
masa del electrón = m
 = 1.008665 u.a.m. 
e
Como se puede ver, la parte importante de la masa de un átomo se debe a los 
nucleones; los electrones contribuyen poco, siendo la masa del electrón 
aproximadamente igual a 1/ 1 835 de la masa del protón. 
 = 0.000549 u.a.m. 
Un mol de una sustancia es igual a su peso molecular expresado en gramos. Se 
sabe que un mol de cualquier material tiene el mismo número de moléculas, a 
saber, 6.023 X 1023, llamado número de Avogadro. Una u.a.m. equivale a 
1.66043 X 10-24
La masa de un isótopo dado nunca es igual a la suma de las masas de sus 
componentes. Este hecho extraño se debe a que la masa (m) se puede 
transformar en energía (E), y viceversa, según la muy conocida ecuación de 
Einstein: 
 gr, que es precisamente el recíproco del número de Avogadro. 
E = mc² (1) 
Donde c es la velocidad de la luz, 3 X 1010 cm/ seg. Si la masa del isótopo es 
menor que la suma de las masas de sus componentes, la diferencia de las masas 
es la energía de amarre del isótopo. Ésta es la energía que se requiere para 
romper al isótopo en sus componentes. 
 7 
La unidad conveniente de energía es el eléctrón-volt (eV), que es la energía 
adquirida por una partícula con una carga electrónica (e) al ser acelerada en una 
diferencia de potencial de 1 volt. Sus múltiplos son: 
10 3
10 
eV = 1 000 eV = 1 keV (kilo electrón-volt) 
6
Se puede demostrar que 1 Mev equivale a 1.6 X 10
eV = 1 000 000 eV = 1 MeV (mega electrón-volt) 
-6
De acuerdo con la ecuación de Einstein, se puede calcular que 1 u.a.m: (la masa 
de un nucleón aproximadamente) equivale a 931 MeV, o bien a 1.49 X l0
 ergs. 
-3
Como ejemplo de energía de amarre, consideremos el deuterio cuya masa medida 
es 2.014102 u.a.m. Por separado, el protón, el neutrón y el electrón totalizan 
2.016491 u.a.m. Esto significa que para separarlos haría falta proporcionarles 
0.002389 u.a.m., o bien 2.23 MeV. Por esta razón se dice que la energía de 
amarre del deuterio es 2.23 MeV, y este isótopo es estable. Por otro lado, hay 
isótopos a los que les sobra masa, y por lo tanto pueden romperse en distintas 
formas y todavía los fragmentos resultan con gran energía cinética. 
 ergs. 
Si se piensa en el gran número de núcleos que contiene la materia, ésta es una 
cantidad enorme de energía. 
La fuerza nuclear que actúa en estos procesos es una fuerza de atracción entre 
pares de nucleones (protón-protón, neutrón-neutrón y neutrón-protón), 
asimismo, es independiente de las otras fuerzas, como la eléctrica y la 
gravitacional. 
 8 
III.- LA RADIACIÓN IONIZANTE. 
 
La Radiación es un proceso de transmisión de ondas o partículas a través del 
espacio o de algún medio; el término también se emplea para las propias ondas o 
partículas. Las ondas y las partículas tienen muchas características comunes; no 
obstante, la radiación suele producirse predominantemente en una de las dos 
formas. La radiación mecánica corresponde a ondas que sólo se transmiten a 
través de la materia, como las ondas de sonido. La radiación electromagnética es 
independiente de la materia para su propagación; sin embargo, la velocidad, 
intensidad y dirección de su flujo de energía se ven influidos por la presencia de 
materia. La radiación electromagnética con energía suficiente para provocar 
cambios en los átomos sobre los que incide se denomina radiación ionizante. La 
radiación de partículas también puede ser ionizante si tiene suficiente energía 
(figura 7). 
 
Figura 7.- Esquema de un proceso de ionización 
 
Algunos ejemplos de radiación de partículas son los rayos cósmicos, los rayos 
alfa o los rayos beta. Los rayos cósmicos son chorros de núcleos cargados 
positivamente, en su mayoría núcleos de hidrógeno (protones). Los rayos 
cósmicos también pueden estar formados por electrones, rayosgamma, piones y 
muones. Los rayos alfa son chorros de núcleos de helio positivamente cargados, 
generalmente procedentes de materiales radiactivos. Los rayos beta son corrientes 
de electrones, también procedentes de fuentes radiactivas. 
La emisión de radiaciones ionizantes es una característica común a muchos 
átomos en cuyo núcleo el número de neutrones resulta escaso o excesivo, lo que 
les hace inestables. Esos átomos son llamados "radiactivos". En ellos, las ligaduras 
nucleares se transforman en busca de configuraciones más estables, a la vez que 
se libera energía, asociada a la radiación emitida. Esta puede ser de cuatro tipos 
fundamentales: 
a). Partículas alfa (α), que consisten en dos protones y dos neutrones, con 
capacidad limitada de penetración en la materia, pero mucha intensidad 
energética. 
b). Partículas beta (β), que son electrones o positrones procedentes de la 
transformación en el núcleo, algo más penetrantes aunque menos intensas. 
c). Radiación gamma (γ), que es radiación electromagnética del extremo más 
energético del espectro, por tanto muy penetrante. 
 9 
d). Neutrones, que al no poseer carga eléctrica también son muy penetrantes 
(véase figura 8). 
 
 
Figura 8.- Emisión de radiaciones ionizantes desde el núcleo atómico. 
 
La velocidad con que dichas transformaciones tienen lugar en una sustancia 
radiactiva se denomina actividad, y se medirá como el número de átomos que se 
desintegran por unidad de tiempo, teniendo como unidad natural (1 
desintegración / segundo) al Becquerel, así llamado en honor al descubridor de la 
radiactividad. Una unidad anteriormente utilizada, pero que no pertenece al 
Sistema Internacional, es el Curie, correspondiente a la actividad existente en un 
gramo de 226Ra (3,7·1010 desintegraciones / segundo). El Becquerel 
(abreviadamente Bq) es una unidad muy pequeña y de poco uso práctico (sería 
como medir longitudes o distancias en micras), baste decir que nuestro propio 
organismo contiene aproximadamente 4.000 Becquerel de 40K, por lo que siempre 
se emplean sus múltiplos. Por el contrario 1 Curie (Ci) es una actividad 
considerable, e incluso peligrosa según las sustancias, por lo que se emplean a 
menudo sus submúltiplos. 
 10 
IV. PRODUCCIÓN DE RAYOS X. 
 
Cualquier hospital o clínica tiene al menos un tubo de rayos X (figura 9). Este 
equipo acelera electrones dentro de un tubo de vidrio al vacío, usando una 
diferencia de voltaje de cientos de miles de volts para hacerlos chocar contra un 
trozo de material pesado (tungsteno o cobre montado sobre tungsteno) en su 
interior. Como consecuencia de la colisión la energía de los electrones se 
transforma en radiación electromagnética que sale del tubo. Esta radiación son 
los rayos X descubiertos por Roentgen. 
 
Si el electrón proyectil interacciona con un electrón de una capa interna del 
átomo blanco (efecto fotoeléctrico) y no con uno de la capa externa (efecto 
Compton), se producen rayos X característicos. Esta radiación se origina cuando 
la interacción tiene la suficiente violencia para ionizar el átomo del blanco. La 
radiación de frenado o Bremsstralhung se origina cuando el electrón proyectil 
interactua con el campo magnético del núcleo del átomo pues al ser una carga 
negativa, es atraído por él disminuyendo su energía cinética, convirtiéndose esta 
en un rayo X de energía variable. 
 
IV.1. RAYOS X POR FRENADO. 
 
Para describir el proceso de emisión de rayos X por frenado, supondremos el 
caso de un generador ideal que provea una diferencia de potencial entre ánodo 
y cátodo constante en el tiempo de 100 Kv, de la forma siguiente: 
 
A. Al polarizarse el filamento que se halla en proximidades del cátodo y 
establecerse en él una corriente de calentamiento, se forma, debido al alto 
vacío, una nube de electrones en derredor del filamento. 
B. Al cerrarse el circuito en el momento del disparo, se polariza el ánodo, 
estableciéndose un campo eléctrico entre ánodo (positivo) y cátodo 
(negativo), y debido a este campo eléctrico todos los electrones de la nube 
serán acelerados hacia el ánodo, adquiriendo una energía cinética máxima 
100 keV. 
C. Si bien todos los electrones acelerados adquieren la misma energía 
dependiendo ésta exclusivamente del potencial (kV) aplicado, en cada caso 
procederán a frenarse e interactuar con los átomos del blanco entregando 
su energía de un modo diferente, siguiendo cada uno su propia trayectoria. 
Para el conjunto se puede considerar que del 100% de la energía entregada 
por los electrones al interactuar con blanco, el 99% en promedio se 
transforma en calor al frenarse los electrones y solo el 1% se emite en 
forma de fotones de rayos X, de energías variables y en espectro continuo 
entre cero y el valor máximo de energía de aceleración, tal como se 
describe en el punto siguiente. 
 
Para estudiar la interacción de los electrones en el blanco del tubo de rayos X, 
seguiremos la historia de 3 electrones tipo: 
 
1. En el menos probable de los casos que llamaremos, el electrón se 
encuentra brusca e inmediatamente con un electrón orbital del blanco 
produciéndose una violenta desaceleración por repulsión electrostática que 
motivará la inmediata entrega de su energía cinética con poco gasto de 
 11 
energía de frenado (aproximadamente 2 keV) transformándose el resto en 
un fotón de rayos X de 98 keV. 
2. En mayor número de casos el proceso de frenado se produce en etapas 
antes de la colisión final, gastándose en las diferentes desviaciones 
aproximadamente el 50% de la energía cinética y emitiéndose fotones de 
50 keV. 
3. Pero es mucho más frecuente todavía el caso de electrones que insumen en 
el proceso de frenado casi toda su energía cinética (por ejemplo un 97%), 
emitiendo fotones de rayos X de tan solo 3 keV. 
 
Cabe aclarar que cada electrón tiene probabilidad de generar un fotón de una 
energía que podrá variar entre cero y el máximo de su energía cinética, 
conforme sea su trayectoria en el blanco. 
 
Aquellos fotones de muy baja energía, menores a 5 keV, interaccionarán casi 
en un 95% con el vidrio del tubo por efecto fotoeléctrico y por esta razón no 
pasarán a formar parte del haz útil. Este vidrio y el aceite de aislamiento 
constituyen el primer filtrado del haz, denominado filtración propia o inherente 
del tubo, la cual resulta insuficiente para limitar los fotones de muy baja 
energía y de poco valor diagnóstico. Por esa razón se agregan filtros 
adicionales de aluminio después de la ventana del tubo cuya función es atenuar 
aún más estos fotones denominados “blandos” y evitar que la piel del paciente 
sea el filtro. Este tema se profundizará más adelante. 
 
 
IV.2. RAYOS X CARACTERÍSTICOS 
 
Durante el proceso de frenamiento algunos electrones alcanzan la energía justa 
del salto de banda u orbital (normalmente para los niveles K, L, M) de átomos 
del blanco. Estos electrones orbitales se excitan y pasan al nivel energético 
inmediato superior y debido a la inestabilidad de los mismos, vuelven a su nivel 
original emitiendo esta diferencia de energía en forma de una fotón de un valor 
siempre igual y “característico” del material que constituye el blanco. En el caso 
del tungsteno o wolframio, se presentan picos de emisión de energías fijas 
comprendidas entre 60 y 65 keV que refuerzan el espectro continuo de emisión 
antes desarrollado y se pueden observar en la figura 9. 
 
 
Figura 9. Espectro de Rayos X 
 
 12 
En el caso de los equipos dedicados especialmente a mamografía (Mamógrafos), 
donde el material del ánodo es el molibdeno o el rhodio, se presentan picos de 
emisión de fotones X por radiación característica con energías comprendidas entre 
15 y 20 keV y distribución como la que se observa en la figura 10 y 11, siendo útil 
reforzar estas bajas energías para poder visualizar la patología mamaria temprana. 
 
 
Figura 10. Ánodo de tubo de rayos X mamográfico con doble pista de blancos 
 
 
 
Figura 11. Emisión característica de una mamógrafo por sistemapelícula-pantalla, con ánodo de molibdeno (Mo), comparada con la 
emisión de frenado de un tubo con ánodo de tungsteno (W). 
 13 
V. INTERACCION DE LA RADIACIÓN CON LA MATERIA 
V.1. INTRODUCCIÓN 
TODOS los empleos de la radiación están basados en cualquiera de las dos 
siguientes propiedades: penetración de la materia y depósito de energía. Las 
radiografías, por ejemplo, son posibles gracias a que los rayos X penetran de 
manera distinta a los diferentes materiales. Por su lado, en la radioterapia se 
busca depositar energía en los tejidos malignos para eliminarlos. Lo que le 
sucede a la radiación al pasar por la materia es, por tanto, de primordial interés 
en varios campos. Uno es el ya mencionado de la medicina. Otro, que más nos 
incumbe aquí, el de la protección radiológica. Además, la presencia misma de la 
radiación en general no es evidente si no se cuenta con detectores espaciales, 
cuya función es hacernos notar los efectos que la radiación les induce. 
La energía promedio necesaria para producir ionización en un elemento depende 
de su número atómico. En los elementos ligeros es del orden de decenas de eV; 
para aire se acepta el valor de 34 eV. Aunque no toda la energía va a ionizar, 
esto significa que una sola radiación de energía de varios MeV es capaz de 
producir un total de unos 100 000 pares ión-electrón en aire. La forma detallada 
en que se produce esta ionización es distinta para cada tipo de radiación y su 
energía. Conviene separar los tipos de radiación en cuatro grupos según su 
interacción con la materia: 1) las partículas pesadas cargadas positivamente, 
que incluyen partículas alfa, protones e iones pesados energéticos; 2) las 
partículas ligeras cargadas, como electrones, betas y positrones; 3) las 
radiaciones electromagnéticas, incluyendo rayos X y gamma; y 4) los neutrones. 
La figura 12 esquematiza los rasgos principales de estos procesos. 
 
Figura 12. Resumen de cómo los distintos tipos de radiación 
interaccionan con la materia. 
 14 
V.2. PASO DE PARTÍCULAS ALFA Y OTROS IONES POR LA MATERIA 
Las partículas alfa ( y otros iones pesados) tienen carga positiva y carga grande. 
Al penetrar la materia atraen a su paso eléctricamente a los electrones cercanos, 
produciendo ionización de estos átomos. Pierden una pequeña fracción de su 
energía en cada ionización producida, frenándose gradualmente hasta llegar al 
reposo. Cuando su velocidad ya se ha reducido de manera sensible, atrapan 
electrones del material y finalmente se detienen, constituyendo átomos extraños 
de helio dentro del material. 
Dado que su masa es mucho mayor que la de los electrones que se encuentran 
a su paso, su trayectoria es esencialmente recta. Sólo muy ocasionalmente 
chocan con un núcleo y se produce una desviación. Como son fuertemente 
ionizantes, pierden su energía cinética pronto, y el alcance de las partículas alfa 
en cualquier material es mucho menor que el de las otras radiaciones. Además, 
el alcance es mayor mientras mayor es la energía de la partícula. En sólidos es 
típicamente de unas micras. Todas las partículas alfa provenientes de una fuente 
radiactiva tienen el mismo alcance, en virtud de que son monoenergéticas. 
Para estimar el alcance de las partículas alfa en aire se puede usar la siguiente 
fórmula empírica 
R (aire) = 0.318 E3/2
Donde el alcance R está dado en centímetros y la energía E la de partícula alfa 
está en MeV. En alcance en sólidos se obtiene a partir del alcance en aire de 
acuerdo con la ecuación: 
 (2) 
R (sólido) = 3.2 x 10-4 (aire) (3) 
Donde A es el número de masa del sólido y p es su densidad en g/ cm². Resulta 
del orden de una diezmilésima del alcance en aire. 
V.3. EL PASO DE ELECTRONES POR LA MATERIA 
Los electrones energéticos (y las betas negativas) tienen carga eléctrica, y su 
masa es la misma que la de los electrones atómicos que se encuentran a su 
paso. De hecho son indistinguibles de los electrones del material. Así como las 
partículas alfa, van avanzando y perdiendo energía al ionizar y excitar los 
átomos del material, hasta frenarse totalmente, pero con la diferencia de que 
sus trayectorias no son líneas rectas y, por lo tanto, su alcance no está tan bien 
definido como en el caso de las alfas. 
Esto se debe a que en choques entre partículas de la misma masa puede haber 
desviaciones importantes de la dirección inicial del proyectil. 
El alcance de electrones de MeV de energía en sólidos es típicamente de unos 
milímetros, y en aire es de unas decenas de centímetros. Cuando han perdido 
 15 
toda su energía se detienen, constituyendo entonces una carga eléctrica extra 
colocada dentro del material, confundiéndose con los demás electrones. Como 
las betas provenientes de una fuente radiactiva no son monoenergéticas (por la 
energía que se lleva el neutrino), su alcance es variado. 
Cuando un electrón energético se avecina a un núcleo, es desviado bruscamente 
por la gran carga eléctrica del núcleo. Este desvío provoca la emisión de un 
fotón de rayos X, cuya emisión se denomina radiación de frenado o 
bremsstrahlung, y es un mecanismo considerable de pérdida de energía de los 
electrones. El desvío es más importante entre mayor sea el número atómico Z 
del material frenador. Es lo que produce la radiación proveniente de un tubo 
generador de rayos X. 
Los positrones siguen esencialmente el mismo proceso de frenado que los 
electrones negativos, salvo al final de su trayectoria. Siendo antimateria, no 
pueden existir por mucho tiempo en un mundo de materia. El proceso normal 
que sufren una vez que se ha frenado casi totalmente es el siguiente. En virtud 
de que tienen carga positiva, se asocian temporalmente a un electrón del 
material, formando un "átomo" llamado positron, en el que el electrón y el 
positrón giran uno alrededor del otro. El positron tiene una vida media del orden 
de 10-10
V.4. EL PASO DE LA RADIACIÓN ELECTROMAGNÉTICA POR LA MATERIA 
 segundos. Luego se aniquilan las dos partículas, emitiendo radiación 
electromagnética (rayos gamma). Las masas del electrón y del positrón son de 
0.51 MeV cada uno, así que hay 1.02 MeV disponibles al aniquilarse. 
Normalmente se emiten dos rayos gamma, cada uno de 0.51 MeV; ésta se llama 
radiación de aniquilación. 
Los rayos X y gamma, al no tener carga, mo pueden ser frenados lentamente 
por ionización al atravesar un material. Sufren otros mecanismos que al final los 
hacen desaparecer, transfiriendo su energía, pueden atravesar varios 
centímetros de un sólido, o cientos de metros de aire, sin sufrir ningún proceso 
ni afectar la materia que cruzan. Luego sufren uno de los tres efectos y 
depositan allí gran parte de su energía. Los tres mecanismos de interacción con 
la materia son: el efecto fotoeléctrico, el efecto Compton y la producción de 
pares. Se describen en forma gráfica en la figura 13. 
a) El efecto fotoeléctrico consiste en que el fotón se encuentra con un electrón 
del material y le transfiere toda su energía, desapareciendo el fotón original. El 
electrón secundario adquiere toda la energía del fotón en forma de energía 
cinética, y es suficiente para desligarlo de su átomo y convertirlo en proyectil. 
Se frena éste por ionización y excitación del material 
b) En el efecto Compton el fotón choca con un electrón como si fuera un choque 
entre dos esferas elásticas. El electrón secundario adquiere sólo parte de la 
energía del fotón y el resto se la lleva otro fotón de menor energía y desviado. 
 16 
 
Figura 13. Las tres maneras principales de que los rayos X 
interaccionan con la materia. En los tres casos se 
producen electrones energéticos. 
c) Cuando un fotón energético se acerca al campo eléctrico intenso de un núcleo 
puede suceder la producción de pares. En este caso el fotón se transforma en un 
par electrón- positrón. Como la suma de las masas del par es 1.02 MeV, no 
puede suceder si la energía del fotón es menor que esta cantidad. Si la energía 
del fotón original en mayor que 1.02MeV, el excedente se lo reparten el 
electrón y el positrón como energía cinética, pudiendo ionizar el material. El 
positrón al final de su trayecto forma un positronio y luego se aniquila 
produciéndose dos fotones de aniquilación, de 0.51 MeV cada uno. 
Cada uno de los efectos predomina a diferentes energías de los fotones. A bajas 
energías (rayos X) predomina el fotoeléctrico; a energías medianas (alrededor 
de 1MeV) , el Compton; a energías mayores, la producción de pares. 
 
V.5. ATENUACIÓN DE LOS RAYOS X. 
Supóngase que se envía un haz delgado de intensidad I0 (número de fotones) 
de rayos X o gamma monoenergéticos sobre un material de espesor x, y se 
coloca detrás de éste un detector, como lo muestra la figura 14. En el material, 
el haz será atenuado por las tres interacciones ya mencionadas, llegando al 
detector sólo la cantidad I, menor que I0
I = I
. La atenuación obedece la ley 
exponencial: 
oe-µx
donde e es la base de los logaritmos naturales, y µ se llama coeficiente lineal 
de atenuación. Normalmente x se expresa en unidades de cm, por lo que µ 
estará dado en cm
 (4) 
-1. 
 17 
 
Figura 14. Experimento de transmisión de radiaciones. El número de 
radiaciones absorbidas es Io -I, y depende del espesor x del absorbedor. 
Nótese que la ecuación tiene la misma forma que la ley de decaimiento 
radiactivo. La figura 15 muestra una curva de atenuación típica. Cuando x= 0, 
o sea sin absorbedor, la intensidad medida I= I0. El valor del coeficiente lineal 
de atenuación µ determina qué tan rápidamente cae la curva de atenuación. 
 
Figura 15. Curva exponencial de atenuación de rayos X o gamma. Se indican 
las capas hemirreductora y decimorreductora. 
 
Se puede definir la capa hemirreductora x1/2 como el grueso de absorbedor 
que reduce la intensidad inicial a la mitad. Dos capas hemirreductoras la 
reducen a una cuarta parte, y así sucesivamente, n capas hemirreductoras la 
reducen por un factor 1/2n
x
. La capa hemirreductora está relacionada con el 
coeficiente lineal de atenuación según la ecuación 
1/2
También se define la capa decimorreductora x 
= 0.693/µ (5) 
1/10 como el espesor que reduce 
la intensidad a una décima parte. Dos de éstas la reducen a un centésimo, y n 
capas decimorreductoras la reducen a un factor 110n
x
. La capa 
decimorreductora se relaciona con µ según la ecuación: 
1/10 = 2.203/µ (6) 
 18 
Una cantidad que se usa normalmente es el coeficiente másico de atenuación 
µm
µ
, que se obtiene al dividir el coeficiente lineal entre la densidad p del 
material 
m
Si las unidades de p son g/ cm³, las de µ
= µ/p (7) 
m
Si se emplea el coeficiente másico de atenuación, la ley de atenuación queda 
en la forma 
, son cm²/ g. 
I = Io e- µm (px) 
Los coeficientes lineal y másico de atenuación difieren de un material a otro. 
Sus valores dependen de la energía de la radiación. La figura 16 muestra un 
ejemplo de la variación del coeficiente másico de atenuación para el plomo, 
según la energía donde se puede ver la contribución relativa que ofrecen cada 
uno de los tres efectos de atenuación. La atenuación en un experimento como 
el de la figura 16 implica absorción de energía sólo si se trata de efecto 
fotoeléctrico; en los otros dos efectos, la atenuación del haz inicial implica la 
absorción de sólo una parte de la energía de los fotones. Se define entonces un 
coeficiente de absorción µ
(8) 
a
 
, que siempre es menor o igual al de atenuación. 
 
Figura 16. Coeficiente másico de atenuación de rayos X y 
gamma en plomo, según la energía del fotón. Se indica la 
contribución de cada uno de los tres efectos. 
 19 
VI. MAGNITUDES Y UNIDADES DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA. 
VI.1. INTRODUCCIÓN 
LOS efectos dañinos de la radiación ionizante en un organismo vivo se deben 
en primera instancia a la energía absorbida por las células y los tejidos que lo 
forman. Esta energía absorbida principalmente a través de los mecanismos de 
ionización y excitación atómica, produce descomposición química de las 
moléculas presentes. 
Para poder medir y comparar las energías absorbidas por el tejido en diferentes 
condiciones ha sido necesario definir ciertos conceptos ( de exposición, de 
dosis absorbida, de dosis equivalente) , así como las unidades 
correspondientes. Estas definiciones y unidades han ido evolucionando a 
medida que se ha tenido mayor conocimiento de la radiación. 
La Comisión Internacional de Unidades de Radiación ( CIUR) se ha abocado a la 
tarea de definir un sistema de unidades aceptado internacionalmente, y de 
empleo rutinario en la Comisión Internacional de Protección Radiológica ( 
CIPR). Estas unidades en el sistema internacional (S.I.) incluyen el Becquerel, 
el Gray y el Sievert, y su definición se basa en el sistema MKS. Vienen a 
sustituir al Curie, al rad y al rem, que son unidades tradicionales. En lo que 
sigue se definen, en primer lugar, las unidades del S.I. para cada uno de los 
conceptos, y después las antiguas. La transición de un sistema de unidades al 
otro ha sido lenta, por lo que es frecuente encontrar las antiguas unidades en 
los textos, en los medidores de radiación y en el uso cotidiano. 
VI.2. EXPOSICIÓN (EL ROENTGEN) 
La exposición es una medida de la ionización producida por una radiación; su 
unidad es el Roentgen. Un Roentgen (R) es la exposición (X o gamma) recibida 
por un kilogramo de aire en condiciones estándar de presión y temperatura 
(CSPT) si se produce un número de pares de iones equivalente a 2.58 x10- 4 
Coulombs. Como la carga de un ion es 1.602 x 10-19 Coulombs, esto equivale 
a que se produzcan 1.61 x 1015
1 R = 2.58 X 10
 pares de iones/ kilogramo de aire. En resumen, 
-4
1 R = 1.61 X 10
 Coulombs/ kg de aire en CSPT, 
15
Esta definición es totalmente equivalente a la antigua, en que se tomaba 
0.001293 gramos (1 cm³ de aire en vez de un kilogramo, y una unidad 
electrostática de carga en vez de un Coulomb. 
 pares de iones/ kg de aire en CSPT. 
Del número de iones producidos en aire por un Roentgen se puede calcular la 
energía empleada, si se recuerda que la energía necesaria para cada ionización 
del aire es de 34 eV, equivalente a 5.4 x10 -18 joules (J). Resulta ser: 
 20 
1 R = 0.00869 J/ kg de aire. 
Como en tejido la energía de ionización es diferente que en aire, 
1 R = 0.0096 J/ kg de tejido. 
 
VI.3. DOSIS ABSORBIDA (EL GRAY Y EL RAD) 
En vista de que el Roentgen deposita diferentes cantidades de energía según el 
material que recibe la exposición, resulta más cómodo definir un nuevo 
concepto, la dosis absorbida (D), como la energía depositada por unidad de 
masa, independientemente de qué material se trate. 
En el S.I. la unidad de dosis absorbida es el Gray (Gy), definido como 
sigue: 
1 Gy = 1 J/ kg. 
 
La unidad antigua de dosis absorbida es el rad, definido como: 
1 rad = 0.01 J/ kg. 
Como se puede ver: 1 rad = 0.01 Gy = 1 cGy. Nótese también que un 
Roentgen deposita en tejido una dosis de 0.96 rad, casi un rad, por lo que con 
frecuencia estas dos unidades se confunden. 
VI.4. DOSIS EQUIVALENTE (EL SIEVERT Y EL REM) 
Aunque todas las radiaciones ionizantes son capaces de producir efectos 
biológicos similares, una cierta dosis absorbida puede producir efectos de 
magnitudes distintas, según el tipo de radiación de que se trate. Esta diferencia 
de comportamiento ha llevado a definir una cantidad llamada factor de calidad 
(Q) para cada tipo de radiación. 
Se seleccionó arbitrariamente Q = 1 para rayos X y gamma, y para las otras 
radiaciones los valores dados en la Tabla 1. El factor de calidad es una medida 
de los efectos biológicos producidos por las distintas radiaciones, comparados 
con los producidos por los rayos X y gamma, para una dosis absorbida dada. 
Así, por ejemplo, un Gray de partículas alfa produce efectos biológicos 20 
veces más severos que un Gray de rayos X (según los valores del cuadro 1). El 
factor de calidad Q depende de la densidad de ionización de las diferentesradiaciones. La dosis equivalente es un nuevo concepto que se definió tomando 
en cuenta el factor de calidad. Es igual a la dosis absorbida multiplicada por el 
factor de calidad. La unidad de dosis equivalente en el S.I. es el Sievert (Sv), 
definido como: 
1 SV = 1 G x Q (9) 
 21 
La unidad antigua es el rem, con 1 rem = 1 rad x Q. Nótese que 1 rem = 
0.01 Sv = 1 cSv. 
TABLA 1. Factores de calidad 
Tipo de radiación Q 
Rayos X, 1 
Electrones 1 
Neutrones térmicos 2.3 
Neutrones rápidos 10 
Protones 10 
Partículas α 20 
VI.5. MÚLTIPLOS Y SUBMÚLTIPLOS 
Es común usar los prefijos conocidos, c (centi = 10-2), m (mili = l0-3),  
(micro = 10-6), k (kilo = 103), y M (mega = 106
1 Ci = 3.7 X 10
) para indicar múltiplos o 
submúltiplos de las unidades de radiación. Algunas conversiones útiles son: 
10 Bq = 3.7 X 104
1 mCi = 3.7 X l0
 MBq 
7 Bq = 3.7 X 101
1 Gy = l00 rad 
 MBq =37 MBq 
1 cGy = 1 rad 
1 Sv = l00 rem 
1 mSv = 0.1 rem 
1 μSv = 0.1 mrem 
La Tabla 2 muestra un resumen de las unidades de radiación que se han 
definido. 
TABLA 2. Resumen de unidades 
Concepto Proceso físico S.I. 
Unidades 
antiguas 
Actividad Desintegración nuclear Bq Ci 
Exposición Ionización del aire R R 
Dosis absorbida Energía depositada Gy rad 
Dosis equivalente Efecto Biológico Sv rem 
 22 
VI.6. TASA ( O RAZÓN) DE DOSIS 
Las unidades de dosis absorbida y dosis equivalente expresan la cantidad total 
de radiación recibida, por ejemplo, en una operación dada. Sin embargo, para 
controlar los riesgos por radiación también es necesario conocer la rapidez 
(razón o tasa) a la cual se recibe la dosis. Para conocer la razón de dosis (D/t), 
se divide la dosis recibida (D) entre el intervalo de tiempo (t) correspondiente. 
La dosis total recibida es igual a la razón de dosis multiplicada por el tiempo de 
exposición. 
D= (D/T) t (10) 
Por ejemplo, si una fuente radiactiva produce a una cierta distancia una 
razón de dosis de 1 mrem/ hr y una persona permanece en esa posición 
durante 8 horas, entonces recibirá una dosis total de 8 mrem 
TABLA 3. Resumen de equivalencias entre Unidades Especiales (en paréntesis) y del Sistema 
Internacional 
Cantidad Nombre Símbolo Unidades 
Actividad 
Bequerel 
(Curie) 
Bq 
(Ci) 
dps o s
3.7 · 10
-1 
10 Bq 
Exposición 
Coulomb por 
Kilogramo 
(Röentgen) 
 
(R) 
C/Kg 
2.58 · 10-4 C/Kg 
Dosis Absorbida 
Gray 
(rad) 
Gy 
(rad) 
J/Kg 
10-2 Gy 
Dosis 
Equivalente 
Sievert 
(rem) 
Sv 
(rem) 
J/Kg 
10-2 Sv 
 
 
 
Ejemplo 1 
En base a las equivalencias de la tabla anterior, calcular lo siguiente: 
 
a). 1 MBq = ¿? Ci; 
b). 1 GBq = ¿? Ci; 
c). 1 TBq = ¿? Ci; 
d). 1 mSv = ¿? mrem; 
e). 10 μSv = ¿? mrem. 
 
Solución: 
 
a). Si 1 Ci = 3.7·1010 Bq = 3.7·104 ·106 Bq y 1 MBq = 1·106
 
 Bq ∴ 1 Ci = 
37000 MBq 
CiCiCiMBq µ271027
37000
11 6 =⋅== − 
 
b). Si 1 Ci = 3.7·1010 Bq = 3.7·101 ·109 Bq y 1 GBq = 1·109 Bq 
 23 
 ∴ 1 Ci = 37 GBq 
 mCiCiCiGBq 271027
37
11 3 =⋅== − 
 
 
c). Si 1 Ci = 3.7·1010 Bq = 37·10-3 ·1012 Bq y 1 TBq = 1·1012
∴ 1 Ci = 37 mTBq 
 Bq 
 CiCiTBq 27
1037
11 3 =⋅
= − 
 
 
d). Si 1 Sv = 100 rem y 1 mSv = 1·10-3 Sv ⇒ 1 mSv = 100⋅10-3
 ∴ 1 mSv = 100 mrem 
 rem 
 
 
e). Si 1 Sv = 100 rem y 1 µSv = 1·10-6 Sv ⇒ 1 µSv = 100⋅10-6
 ∴ 10 µSv = 1 mrem 
 rem 
 24 
VII. RADIACIÓN NATURAL 
La cantidad de radiación natural recibida por un ser humano es relativamente 
similar en todas partes del planeta y se estima que no ha variado demasiado en 
el transcurso del tiempo. Se pueden distinguir dos mecanismos principales de 
irradiación: externa, cuando la radiación proviene de fuera del cuerpo, e interna, 
cuando el elemento radiactivo emisor ha sido ingerido o inhalado, y por lo tanto 
se encuentra ubicado adentro del cuerpo del individuo. 
Los responsables principales de la irradiación externa son los rayos cósmicos de 
origen extraterrestre que bañan la Tierra. Esta radiación llega a nuestro planeta 
después de viajar por miles de años desde alguna estrella lejana. Durante las 
diversas etapas de la evolución de una estrella, ésta emite rayos X, rayos 
gamma, ondas de radio, neutrones, protones o núcleos más pesados que viajan 
por el vacío espacio interestelar a la velocidad de la luz o cerca de ella, hasta 
chocar con alguna molécula o átomo. La probabilidad de chocar con la Tierra es 
pequeñísima, pero la cantidad de radiación es inmensa. 
Los rayos cósmicos que se dirigen hacia la Tierra, principalmente protones y 
partículas alfa, encuentran primero la atmósfera e interactúan con los núcleos de 
átomos presentes en ella. En este sentido, la capa de aire que está encima de 
nosotros actúa como un techo protector. La interacción de las partículas cósmicas 
con los núcleos en el aire produce reacciones nucleares en que se crean nuevas 
partículas que continúan el viaje hacia la superficie. Las partículas con carga 
eléctrica van ionizando y excitando las moleculas del aire ocasionando una 
pérdida gradual de la energía original. 
Una consecuencia del efecto absorbente de la atmósfera es que la intensidad de 
los rayos cósmicos aumenta según la altura de la superficie. Al vivir en una 
ciudad que, como México, se encuentra a unos 2 000 metros sobre el nivel del 
mar, se recibe una dosis proveniente de los rayos cósmicos, aproximadamente 
del doble de aquella que se recibe al vivir en la costa. El campo magnético 
terrestre desvía los rayos cósmicos hacia las regiones polares, por lo que las 
dosis aumentan con la latitud. Se estima que el promedio de equivalente de dosis 
de rayos cósmicos para un ser humano es de 30 milirems cada año. 
La otra fuente importante de irradiación externa la constituyen los rayos gamma 
emitidos por núcleos radiactivos presentes en el suelo o el aire. Estos núcleos 
inestables pudieron ser formados por la interacción de rayos cósmicos con el aire 
o pueden existir en la corteza terrestre, desde sus orígenes. 
La contribución de los primeros a la dosis externa es insignificante. La cantidad de 
radiación al aire libre en un lugar está íntimamente relacionada con la presencia 
de núcleos radiactivos en el suelo. Las llamadas rocas ígneas presentan mayores 
niveles de actividad que las rocas sedimentarias, aunque entre estas últimas, las 
pizarras y fosforitas son sumamente radiactivas. Los núcleos que más contribuyen 
a la radiactividad de las rocas son el potasio-40, el uranio-238 y el torio-232, 
todos presentes en el suelo desde la formación de la Tierra. 
 25 
Existen lugares en Italia, Brasil, Francia, la India y Nigeria, donde los niveles de 
radiación al aire libre debido a fuentes terrestres son mucho mayores que los 
promedios observados en el resto del mundo. Esto se debe a que la composición 
del suelo del lugar contiene una concentración "anormalmente" alta de 
radioisótopos. En Brasil existe una región costera en los estados de Espíritu Santo 
y de Río de Janeiro, cuyas arenas monacíticas son fuertemente radiactivas. En 
poblaciones cercanas se han medido niveles al aire libre, en las calles, que son 50 
veces mas grandes que los considerados "normales", mientras que en las playas 
—a las que acuden unos 30 000 veraneantes cada año— los valores medidos 
llegan a ser 500 veces superiores a los promedios. 
Debido a que las construcciones utilizan generalmente materiales similares en su 
composición a los del suelo del lugar y a que la población pasa gran parte del 
tiempo adentro de edificios, existe interés por conocer los niveles de dosis debidos 
a la radiación proveniente de los muros, suelo y techo de las construcciones. En 
casas de madera, que no emiten radiación y sirven de blindaje contra la que 
proviene del exterior, se estima que los niveles interiores de radiación gamma son 
un 70% de aquéllos al aire libre. En cambio, en casas de ladrillo, hormigón o 
piedra, la irradiación en el interior es un 30 o 40% mayor que en el exterior. Más 
adelante enesta sección nos referiremos a la irradiación causada por la 
irradiación del radón emitido por materiales de construcción, lo cual ha causado 
gran interés público en estos últimos tiempos. 
Tomando en cuenta los factores mencionados se estima que el equivalente de 
dosis promedio mundial para un individuo, producto de la irradiación externa por 
rayos gamma, es de unos 35 milirems cada año, ver figuras 15 y 16. 
 
Figura 15. Fuentes naturales de Radiación. 
 26 
 
Figura 16. fuentes artificiales de Radiación. 
La irradiación interna se debe a la inhalación de polvo que contenga en 
suspensión partículas radiactivas, así como a la ingestión de agua y alimentos que 
hayan incorporado algún elemento inestable a su composición. Tal como se 
mencionó previamente, los núcleos radiactivos responsables de la radiación 
natural terrestre pueden provenir de reacciones de rayos cósmicos con el aire, o 
haber sido formados al comienzo de nuestro sistema planetario. Entre los 
primeros se pueden mencionar el tritio, el carbono-14, el berilio-7 y el sodio-22. 
El equivalente de dosis por irradiación interna de todos juntos apenas sobrepasa 1 
milirem anual. Entre los radioisótopos del segundo grupo, el potasio-40 y aquéllos 
de las series de desintegración del uranio y del torio (radio, radón, polonio y 
plomo) son responsables de una fracción importante de la irradiación interna. 
El potasio es un elemento esencial para la vida, se incorpora al organismo a 
través de la alimentación. Un 0.02% del potasio natural es potasio-40, emisor de 
radiación beta y gamma, con una vida media de mil millones de años. El 
equivalente de dosis anual debido a sus radiaciones se estima en 18 milirems. 
Otros núcleos radiactivos que son ingeridos en los alimentos son el radio-226, el 
plomo-210 y el polonio-210. La carne de reno o de caribú, en las regiones árticas 
del hemisferio norte, contiene una concentración anormalmente elevada de 
polonio-210, debido a que estos animales consumen líquenes que tienden a 
acumular este elemento. Para decenas de miles de personas esta carne es la base 
de su alimentación. Medidas realizadas en su sangre, huesos y placenta, revelan 
aumentos de los niveles de dosis en un factor aproximado de 10 en comparación 
con habitantes de zonas más templadas. 
Entre los elementos que ingresan al organismo por las vías respiratorias se 
encuentran el uranio, el torio y los isótopos polonio-210 y plomo-210. 
(Aprovechamos para señalar que en los pulmones de fumadores la concentración 
de estos dos núcleos radiactivos es 50% superior a aquella en los pulmones de los 
no fumadores.) Todos estos elementos son sólidos y su inhalación ocurre al 
respirar partículas de polvo a las cuales se han adherido. Pero la fuente principal 
de irradiación interna la constituye la inhalación del gas radón. Este elemento se 
produce en los decaimientos radiactivos del uranio y del torio y es a su vez 
inestable, transformándose en una partícula alfa y un núcleo de polonio. Si el 
 27 
radón es respirado y no decae, puede volver a salir junto con el aire expirado. 
Pero si decae mientras se encuentra en los pulmones, el núcleo de polonio, que es 
un elemento sólido, se puede quedar adherido al tejido pulmonar y desde ahí 
continuar emitiendo radiación, pues él también es radiactivo. 
Grandes cantidades de radón se encuentran en el interior de las minas de uranio y 
en regiones con suelos que contienen uranio y torio. Las construcciones que 
emplean materiales particularmente radiactivos muestran niveles altos de radón 
en el interior. Para esta fuente de radiación natural existen grandes diferencias en 
las dosis, dependiendo del lugar de habitación, el material de la construcción y el 
clima. En zonas templadas como en México, la ventilación continua de las 
viviendas reduce la concentración de radón en el aire interior, mientras que lo 
opuesto ocurre en climas con temperaturas extremas, donde el uso de calefacción 
en invierno y aire acondicionado en verano tiende a disminuir la ventilación. 
Estimaciones de valores promedios mundiales indican equivalentes de dosis 
anuales de 120 milirems por irradiación interna debida a la ingestión e inhalación 
del uranio, torio y sus productos de decaimiento, incluido el gas radón. Esta es la 
fuente principal de radiación para la población mundial actual. 
En la figura 17 se representan las principales fuentes de radiación natural, como 
fracción del equivalente de dosis promedio. El total de la radiación natural es de 
200 milirems anuales aproximadamente. 
 
 
Figura 17. Principales fuentes de radiación. Se indican los porcentajes con 
que cada fuente contribuye a la dosis total promedio en el mundo actual. 
 28 
VIII.- EFECTOS BIOLOGICOS CAUSADOS POR LA RADIACION IONIZANTE. 
VIII. 1. INTRODUCCIÓN 
COMO muchos otros agentes físicos, químicos o biológicos, las radiaciones 
ionizantes son capaces de producir daños orgánicos. Esto es en virtud de que la 
radiación interacciona con los átomos de la materia viva, provocando en ellos 
principalmente el fenómeno de ionización. Luego esto da lugar a cambios 
importantes en células, tejidos, órganos, y en el individuo en su totalidad. El 
tipo y la magnitud del daño dependen del tipo de radiación, de su energía, de 
la dosis absorbida (energía depositada), de la zona afectada, y del tiempo de 
exposición. 
Así como en cualquier otro tipo de lesión, este daño orgánico en ciertos casos 
puede recuperarse. Esto dependerá de la severidad del caso, de la parte 
afectada, y del poder de recuperación del individuo. En la posible recuperación, 
la edad y el estado general de salud del individuo serán factores importantes. 
VIII.2. DAÑO BIOLÓGICO POR RADIACIONES 
Para los agentes farmacológicos en general es válida la regla de que, para 
obtener un efecto biológico dado, se requiere dar una determinada dosis mayor 
que la dosis umbral. La dosis umbral es aquella que marca el límite arriba del 
cual se presenta un efecto, y debajo del cual no hay efecto. Algunos de los 
efectos de la radiación caen en este caso, los no estocásticos. Otras sustancias 
no tienen una respuesta de este tipo, es decir no tienen umbral, por lo tanto no 
hay una dosis mínima para producir un efecto. Consecuentemente, cualquier 
dosis dada produce un efecto; para obtener un efecto cero se requiere una 
dosis cero. Los efectos estocásticos de la radiación se comportan de esta 
manera. 
La rapidez con la cual se absorbe la radiación es importante en la 
determinación de los efectos. Una dosis dada producirá menos efecto si se 
suministra fraccionada, en un lapso mayor, que si se aplica en una sola 
exposición. Esto se debe al poder de restauración del organismo; sin embargo 
hay que tomar en cuenta que esta recuperación no es total y siempre queda un 
daño acumulativo. 
El lapso entre el instante de radiación y la manifestación de los efectos se 
conoce como periodo latente. Con base en esto se pueden clasificar los daños 
biológicos como agudos (a corto plazo), que aparecen en unos minutos, días o 
semanas, y diferidos (largo plazo), que aparecen después de años, décadas y a 
veces en generaciones posteriores. 
El daño biológico tendrá diferentes manifestaciones en función de la dosis. A 
bajas dosis (menos de 100 mSv o 10 rem) no se espera observar ninguna 
respuesta clínica. Al aumentar a dosis mayores, el organismo va presentando 
diferentes manifestaciones hasta llegar a la muerte. La dosis letal media, 
aquella a la cual 50% de los individuos irradiados mueren, es de 4 Sv (400 
rem), ver figura 18. 
 29 
 
Figura 18. Representación de los efectos de la radiación ionizante 
sobre los tejidos vivos. 
Ordinariamente, cuando se hace referencia a dosis equivalentes, se quiere 
indicar una dosis promedio al cuerpo total. Esto es importante ya que en 
ocasiones pueden aplicarse grandes dosis de radiación a áreas limitadas (como 
en radioterapia) con un daño local. Si estas mismas dosis se aplican a todo el 
cuerpo puedenser letales. Por ejemplo, una persona podría recibir 10 Sv (l 000 
rem) en un brazo y experimentar una lesión local, pero esa misma dosis a 
cuerpo entero le causaría inexorablemente la muerte. 
VIII.3. EFECTOS DE LA RADIACIÓN EN LAS CÉLULAS 
Cuando la radiación ionizante incide sobre un organismo vivo, la interacción a 
nivel celular se puede llevar a cabo en las membranas, el citoplasma, y el 
núcleo. Figura 19. 
 30 
 
Figura 19. Una célula típica. 
Si la interacción sucede en alguna de las membranas se producen alteraciones 
de permeabilidad, lo que hace que puedan intercambiar fluidos en cantidades 
mayores que las normales. En ambos casos la célula no muere, pero sus 
funciones de multiplicación no se llevan a cabo. En el caso en que el daño es 
generalizado la célula puede morir. 
En el caso en que la interacción sucede en el citoplasma, cuya principal 
sustancia es el agua, al ser ésta ionizada se forman radicales químicamente 
inestables. Algunos de estos radicales tenderán a unirse para formar moléculas 
de agua y moléculas de hidrógeno (H), las cuales no son nocivas para el 
citoplasma. Otros se combinan para formar peróxido de hidrógeno (H202
Cuando la radiación ionizante llega hasta el núcleo de la célula, puede producir 
alteraciones de los genes e inclusive rompimiento de los cromosomas, 
provocando que cuando la célula se divida lo haga con características diferentes 
a la célula original. Esto se conoce como daño genético de la radiación 
ionizante, que si se lleva a cabo en una célula germinal (espermatozoide u 
óvulo) podrá manifestarse en individuos de futuras generaciones. 
), el 
cual sí produce alteraciones en el funcionamiento de las células. La situación 
más crítica se presenta cuando se forma el hidronio (HO), el cual produce 
envenenamiento. 
Por lo expuesto, vemos que la radiación ionizante puede producir en las células: 
aumento o disminución de volumen, muerte, un estado latente, y mutaciones 
genéticas. 
Vale la pena mencionar que estas propiedades destructivas de la radiación se 
pueden transformar en un beneficio. La radioterapia busca eliminar tejidos 
malignos en el cuerpo aplicándoles altas dosis de radiación. Sin embargo, por la 
naturaleza de la radiación, es inevitable afectar otros órganos sanos cercanos. 
 31 
En un buen tratamiento de radioterapia se proporciona la dosis letal al tumor, 
tratando de que sea mínima la exposición de otras partes del cuerpo. 
VIII.4. CLASIFICACIÓN DE LOS EFECTOS BIOLÓGICOS 
Se han venido mencionando ya algunas maneras de clasificar los efectos 
biológicos producidos por las radiaciones. Por su importancia conviene reiterar y 
resaltar los criterios en que se fundamentan las diferentes clasificaciones. 
Recientemente la CIPR ha introducido un nuevo concepto en la clasificación de 
los efectos, basado en la probabilidad de ocurrencia: los efectos estocásticos y 
los no estocásticos o deterministicos. 
Los efectos estocásticos son aquéllos cuya probabilidad de ocurrencia se 
incrementa con la dosis recibida, así como con el tiempo de exposición. No 
tienen una dosis umbral para manifestarse. Pueden ocurrir o no ocurrir; no hay 
un estado intermedio. La inducción de un cáncer en particular es un efecto 
estocástico. Su probabilidad de ocurrir depende de la dosis recibida; sin 
embargo, no se puede asegurar que el cáncer se presente, menos aún 
determinar una dosis. La protección radiológica trata de limitar en lo posible los 
efectos estocásticos, manteniendo las dosis lo más bajas posible. 
En los efectos no estocásticos la severidad aumenta con la dosis, y se produce a 
partir de una dosis umbral. Para dosis pequeñas no habrá efectos clínicamente 
detectables. Al incrementar la dosis se llega a niveles en que empiezan a 
evidenciarse, hasta llegar a situaciones de gravedad. Para estos casos la 
protección consiste en prevenir los efectos, no excediendo los umbrales 
definidos en cada caso. Las quemaduras caen en esta categoría. 
El daño biológico por radiación puede manifestarse directamente en el individuo 
que recibe la radiación o en su progenie. En el caso en que el daño se 
manifieste en el individuo irradiado se trata de un daño somático, es decir, el 
daño se ha circunscrito a sus células somáticas. Por otro lado, el daño a las 
células germinales resultará en daño a la descendencia del individuo. Se 
pueden clasificar los efectos biológicos en el hombre como somáticos y 
hereditarios. El daño a los genes de una célula somática puede producir daño a 
la célula hija, pero sería un efecto somático no hereditario. El término "daño 
genético" se refiere a efectos causados por mutación en un cromosoma o un 
gen; esto lleva a un efecto hereditario solamente cuando el daño afecta a una 
línea germinal. 
Síndrome de irradiación aguda es el conjunto de síntomas por la exposición de 
cuerpo total o una gran porción de él a la radiación. Consiste en náusea, 
vómito, anorexia (inapetencia), pérdida de peso, fiebre y hemorragia intestinal. 
Según su periodo de latencia, los efectos se han clasificado en agudos (a corto 
plazo) y diferidos (a largo plazo). 
Los efectos agudos pueden ser generales o locales. Los generales presentan la 
sintomatología que se resume en la Tabla 4. Los locales pueden ser eritema o 
necrosis de la piel, caída del cabello, necrosis de tejidos internos, la esterilidad 
 32 
temporal o permanente, la reproducción anormal de tejidos como el epitelio del 
tracto gastrointestinal, el funcionamiento anormal de los órganos 
hematopoyéticos (médula ósea roja y bazo), o alteraciones funcionales del 
sistema nervioso y de otros sistemas. 
Los efectos diferidos pueden ser la consecuencia de una sola exposición intensa 
o de una exposición por largo tiempo. Entre éstos han de considerarse: las 
cicatrices atróficas locales o procesos distróficos de órganos y tejidos 
fuertemente irradiados, las cataratas del cristalino, el cáncer de los huesos 
debido a la irradiación del tejido óseo, el cáncer pulmonar, las anemias 
plásticas ocasionadas por radiolesiones de la médula ósea, y la leucemia. 
TABLA 4. Efectos biológicos de las radiaciones. 
Dosis agudas Efecto probable 
0 – 25 rems (0.0 - 0.25 Sv) Ninguna lesión evidente. 
25 – 50 rems (0.25 - 0.5 Sv) 
Posibles alteraciones en la sangre, pero 
ninguna lesión grave. 
50 – 100 rems (0.5 – 1.0 Sv) 
Alteraciones de las células sanguíneas. 
Alguna lesión. Ninguna incapacitación. 
100 – 200 rems (1.0 – 2.0 Sv) Lesión. Posible incapacitación. 
200 – 400 rems (2.0 – 4.0 Sv) 
Certeza de lesión e incapacitación. 
Probabilidad de defunción. 
400 rems (4.0 Sv) Cincuenta por ciento de mortalidad. 
 
 
VIII.5 CÁNCERES Y DAÑOS HEREDITARIOS (EFECTOS LATENTES). 
 
El ser humano sufre muchos millones de ionizaciones en su masa de ADN cada 
día por causa de las fuentes naturales de radiación. Sin embargo, el cáncer no 
produce más de una de cada cuatro muertes, y sólo una pequeña fracción de 
éstas es atribuible a la radiación. 
 
Se puede afirmar, que el proceso que conduce desde la creación de un par iónico 
en la molécula del ADN hasta la aparición de un cáncer es altamente improbable. 
Por otra parte, alrededor del diez por ciento de los recién nacidos sufre algún tipo 
de defecto hereditario, desde ligeras afecciones, como el daltonismo, hasta 
graves incapacidades, como el síndrome de Down. 
 
Los efectos genéticos pueden clasificarse en dos categorías: alteraciones en el 
número y la estructura de los cromosomas, y mutaciones de los genes. Las 
mutaciones genéticas se clasifican, a su vez, en dominantes (que aparecen en los 
hijos de quienes las padecen) y recesivas (que sólo aparecen cuando ambos 
progenitores poseen el mismo gen mutante). 
 
Para realizar estimaciones válidas del riesgo, deben reunirse ciertas condiciones: 
en primer lugar, debe conocerse con exactitud la dosis de radiación absorbida por 
todo el cuerpo o en los órganos de interés; la población irradiada ha de ser 
 33 
observada durante décadasa fin de que todos los tipos de daño tengan tiempo 
de aparecer; y, puesto que también se presentan naturalmente por múltiples 
causas, se deberá disponer de una población de referencia, pero que no haya 
sufrido la irradiación, a fin de poder saber casos habrían aparecido en ausencia 
de ésta. Tales estudios incluyen a los supervivientes de las bombas atómicas de 
Hiroshima y Nagasaki, y a diversos grupos que sufrieron irradiaciones con fines 
médicos. 
 
El principal problema reside en que los grupos de población de los estudios que 
han resultado concluyentes recibieron dosis de radiación significativamente 
superiores a las habituales en el campo profesional, o en la vida cotidiana. Por 
ello, no queda más alternativa que extrapolar los riesgos conocidos, producidos 
por dosis altas, al campo de las dosis reducidas. 
 
Prudentemente, los organismos internacionales expertos en el tema1 suponen la 
inexistencia de umbral para la aparición de cánceres o de efectos hereditarios, y 
además que existe un incremento lineal constante del riesgo con el aumento de 
las dosis recibidas. Para ofrecer estimaciones que puedan ser de aplicación 
general, la Comisión Internacional de Protección Radiológica, indica unos factores 
de riesgo promediados, que indican una probabilidad de muerte por cáncer del 
orden de 5 x 10-2 por cada Sievert (dosis efectiva) en una población de todas las 
edades, siempre que la exposición recibida sea pequeña. 
 
Con respecto a los daños hereditarios graves, en la primera generación después 
de la población que sufra la irradiación, la probabilidad es del orden de 1,5 a 4 x 
10-3 por cada Gray recibido en las gónadas. Si esta probabilidad se integra para 
todas las generaciones posteriores a la irradiada, el valor resultante es del 1 por 
ciento por Gray. El concepto de dosis de radiación y sus unidades se explica 
seguidamente. 
 
VIII.6.- DOSIS DE RADIACIÓN 
 
Puesto que para la determinación de los efectos biológicos producidos por la 
radiación ha de cuantificarse la cantidad o dosis recibida en el órgano u órganos 
afectados; La Dosis Absorbida sería una medida de la energía depositada por 
unidad de masa, siendo utilizada generalmente cuando se estudian los efectos 
sobre un tejido u órgano individual, mientras que la Dosis Equivalente considera 
ya el tipo de radiaciones y su potencial daño biológico, por lo que constituye un 
mejor índice de la toxicidad de las radiaciones. 
 
En la Dosis Efectiva se tiene, además, una medida del riesgo de desarrollo de 
cánceres o daños hereditarios, en la que se asigna un peso diferente a la dosis 
equivalente recibida por cada órgano, según el riesgo asociado a su irradiación. 
Con ello, éste resulta ser el índice de toxicidad más completo, especialmente si 
se realiza el cálculo de la dosis recibida en el organismo desde el momento de la 
ingestión o inhalación de productos radiactivos hasta su completa eliminación. 
 
Finalmente, un concepto muy utilizado es el de la llamada Dosis Colectiva, que 
será la suma de las dosis (generalmente se aplica a la dosis efectiva) recibidas 
por un colectivo de población que esté expuesta a una misma fuente de 
 34 
radiación. Con la dosis colectiva se pueden establecer comparaciones útiles con 
respecto al impacto producido por las distintas fuentes. 
 
Se pueden indicar valores de referencia que ayuden a comprender mejor la 
transcendencia de un determinado valor de dosis, lo que se presenta en la Tabla 
5. Se observa que, frente a la dosis que podría suponer efectos letales de 
recibirse de forma rápida. 
 
 
TABLA 5. DOSIS DE RADIACION. VALORES COMPARATIVOS 
 
 
 
La tabla muestra algunos valores característicos medios de la dosis de radiación. 
Para dosis equivalente a todo el cuerpo del orden de 10.000 miliSievert (mSv), 
las probabilidades de supervivencia son mínimas. 
 
Cuando la dosis baja a 4.000 mSv, recibiendo tratamiento médico adecuado la 
probabilidad de supervivencia aumenta al 50% por término medio. Dosis 
inferiores a 250 mSv no producirían efectos observables de tipo inmediato en la 
persona, salvo alguna variación temporal en los recuentos de células sanguíneas 
(leucocitos). 
 
Por debajo de los 100 mSv no existe evidencia concluyente de efectos sanitarios 
en seres humanos, ya que los colectivos que presentan mejores características 
para los estudios epidemiológicos recibieron dosis más elevadas. 
 
Por debajo de estas cifras resulta muy difícil establecer relaciones causa-efecto 
entre la dosis recibida y la aparición de cánceres o defectos hereditarios, ya que 
la radiación no es sino uno más entre muchos factores causantes a los que el ser 
humano está expuesto. 
 35 
 
 
Tabla 6. Resumen de los efectos probables, generados por la irradiación total del 
organismo humano. 
 
Efectos probables de la irradiación total del organismo. 
Dosis ligera Dosis moderada 
Dosis 
semimortal 
Dosis 
mortal 
0 - 25 rems 50 rems 100 rems 200 rems 400 rems 600 rems 
Ningún efecto 
clínico 
detectable. 
 
Probablemente 
ningún efecto 
diferido. 
Ligeros 
cambios 
pasajeros en 
la sangre. 
 
Ningún otro 
efecto 
clínicamente 
detectable. 
 
Posibles 
efectos 
diferidos, 
pero muy 
improbables 
efectos 
graves en 
un individuo 
medio. 
Náuseas y 
fatiga con 
posibles vómitos 
por encima de 
125 roentgens. 
 
Alteraciones 
sanguíneas 
marcadas con 
restablecimiento 
diferido. 
 
Probable 
acortamiento de 
la vida. 
Náuseas y vómitos 
en las primeras 24 
horas. 
 
A continuación un 
periodo latente de 
una semana, caída 
del cabello, 
pérdida del 
apetito, debilidad 
general y otros 
síntomas como 
irritación de 
garganta y 
diarrea. 
 
Posible 
fallecimiento al 
cabo de 2-6 
semanas de una 
pequeña fracción 
de los individuos 
irradiados. 
 
Restablecimiento 
probable de no 
existir 
complicaciones a 
causa de poca 
salud anterior o 
infecciones. 
 
Náuseas y 
vómitos al cabo 
de 1-2 horas. 
 
Tras un periodo 
latente de una 
semana, caída de 
cabello, pérdida 
del apetito y 
debilidad general 
con fiebre. 
 
Inflamación grave 
de boca y 
garganta en la 
tercera semana. 
Síntomas tales 
como palidez, 
diarrea, epíxtasis 
y rápida 
extenuación hacia 
la 4a. semana. 
 
Algunas 
defunciones a las 
2-6 semanas. 
Mortalidad 
probable de 50% 
Náuseas y 
vómitos al 
cabo de 1-2 
horas. 
Corto 
periodo 
latente a 
partir de la 
náusea 
inicial. 
 
Diarrea, 
vómitos, 
inflamación 
de boca y 
garganta 
hacia el final 
de la primera 
semana. 
 
Fiebre, 
rápida 
extenuación 
y 
fallecimiento 
incluso en la 
2a. semana. 
 
Finalmente, 
fallecimiento 
probable de 
todos los 
individuos 
irradiados. 
 
 36 
IX.- LA PROTECCION RADIOLOGICA Y SUS PRINCIPIOS BASICOS 
 
A la vista de los efectos que la radiación es capaz de producir sobre el ser 
humano, y por ende en el resto de seres vivos, es evidente la necesidad de 
controlar las actividades que impliquen el manejo o producción de sustancias 
radiactivas. Desde 1928 existe un organismo internacional de reconocido prestigio 
-la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP), que se preocupa de 
emitir una serie de recomendaciones, basadas en los más recientes 
conocimientos científicos sobre los efectos de la radiación, para orientar a las 
autoridades encargadas en cada país de la regulación y control en materia de 
seguridad nuclear y protección radiológica. Sus recomendaciones están 
actualmente incorporadas en el Reglamento General de Seguridad Radiológica 
 
La protección radiológica tiene un doble objetivo fundamental: evitar la 
aparición de los efectos deterministas, y limitar la probabilidad de 
incidencia de los efectos probabilistas (cánceres y defectos hereditarios) 
hasta valores que se consideran aceptables. Pero, por otra parte, sin limitar 
indebidamente las prácticas que, dando lugar a exposición a las radiaciones, 
suponen un beneficio a la sociedad o sus individuos. A los efectos de la protección 
radiológica se definen las prácticas como todas aquellas actividades que