3 -Conceptos

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MAGNITUDES Y UNIDADES 
USADAS EN PROTECCIÓN 
RADIOLÓGICA 
SISTEMA INTERNACIONAL DE UNIDADES 
 EL SISTEMA INTERNACIONAL DE UNIDADES 
(S.I.) , QUE CUENTA CON UNIDADES BÁSICAS , 
DERIVADAS Y COMPLEMENTARIAS . 
SISTEMA INTERNACIONAL DE UNIDADES 
BÁSICAS 
METRO 
KILOGRAMO 
SEGUNDO 
AMPERE 
KELVIN 
MOL 
CANDELA 
DERIVADAS 
m/s (Velocidad) 
kg/m3 (Densidad) 
kg-m/s2 (Newton) 
Fuerza 
kg-m2/s2 (Joule) 
Energía y Trabajo 
Bq (Actividad) 
Gy (Dosis absorbida) 
Sv (Dosis equivalente) 
COMPLEMENTARIAS 
radián (áng. planos) 
estereoradián (áng. sólidos) 
ESPECIALES 
CURIE (ACTIVIDAD) 
ROENTGEN (EXPOSICIÓN) 
RAD (DOSIS ABSORBIDA) 
REM (DOSIS EQUIVALENTE) 
PREFIJOS Y ORDEN DE MAGNITUD 
PREFIJO 
Tera 
Giga 
Mega 
kilo 
FACTOR 
1012 
109 
106 
103 
MÚLTIPLOS 
PREFIJO 
mili 
micro 
nano 
pico 
FACTOR 
103 
106 
109 
1012 
SUBMÚLTIPLOS 
Cantidad de material 
radiactivo, medido en 
Becquereles, 
(Curies) 
Intensidad de 
rayos gamma 
medida en 
C/kg , 
(Roentgens) 
Dosímetro para medir la 
dosis recibida medida en 
Sieverts, (rem) 
Radiación 
absorbida, 
medida en 
Grays, 
(rad) 
A C T I V I D A D 
LA ACTIVIDAD MIDE EL NÚMERO DE 
DESINTEGRACIONES POR UNIDAD DE 
TIEMPO QUE SUFRE UNA MUESTRA 
RADIACTIVA . 
UNIDADES 1 Becquerel = 1 desintegración/segundo (S.I.) 
 1 Curie = 3.7x1010 desintegraciones/seg 
E X P O S I C I Ó N 
LA EXPOSICIÓN MIDE LA CANTIDAD DE CARGAS ELÉCTRICAS 
PRODUCIDAS POR LA RADIACIÓN ELECTROMAGNÉTICA EN EL AIRE . 
 dQ (No. de cargas eléctricas) 
X = = 
 dm (Unidad de masa de aire) 
UNIDADES: Coulomb/kilogramo (S.I.) 
 1 Roentgen = 1 esu/cm3 de aire P y T std. 
EQUIVALENCIA: 1 R = 2.58x10-4 C/kg 
DOSIS ABSORBIDA 
MIDE LA CANTIDAD DE ENERGÍA CEDIDA POR LA RADIACIÓN A 
LA UNIDAD DE MASA AL PRODUCIR LA IONIZACIÓN . 
UNIDADES: 1 GRAY = 1 Joule/kilogramo (S.I.) 
 1 RAD = 100 erg/g 
EQUIVALENCIA: 1 Gy = 100 rad 
 dE Energía absorbida 
D = = 
 dm Unidad de masa de material 
DOSIS EQUIVALENTE 
CUANTIFICA EL DAÑO OCASIONADO POR LA ENERGÍA 
DEL TIPO DE RADIACIÓN ABSORBIDA POR EL TEJIDO 
H = D Q N 
UNIDADES: 1 Sievert = 1 Joule/kilogramo (tejido) (S.I.) 
 1 Rem = 100 erg/g 
EQUIVALENCIA: 1 Sv = 100 rem 
FACTOR DE CALIDAD 
Q 
NÚMERO QUE CUANTIFICA EL DAÑO QUE 
OCASIONA CUALQUIER TIPO DE RADIACIÓN 
EN RELACIÓN CON EL DAÑO CAUSADO POR 
LA RADIACIÓN GAMMA 
NOM-001-NUCL-1994 
FACTORES DE CALIDAD 
Fotones (X y ) con E > 30 keV 1 
Neutrones: < 10 keV 5 
Electrones con E > 30 keV 1 
 del Tritio 2 
Partículas Alfa, Protones o iones pesados 20 
10 keV a 100 keV 10 
> 100 keV a 2 MeV 20 
> 2 MeV a 20 MeV 10 
> 20 MeV 5 
R A P I D E Z D E D O S I S 
SI LAS UNIDADES MENCIONADAS LAS 
RELACIONAMOS CON EL TIEMPO 
PODEMOS OBTENER LA RAPIDEZ DE 
DOSIS CORRESPONDIENTE : 
 dD 
 D = 
 dt 
D.- RAPIDEZ DE DOSIS ABSORBIDA 
H.- RAPIDEZ DE DOSIS EQUIVALENTE 
. 
. 
 . 
 
M A G N I T U D A C T I V I D A D E X P O S I C I Ó N DOSIS ABSORBIDA DOSIS EQUIVALENTE 
 
 
 
+ + + + + + + 
       
+ + + + + + + 
       
+ + + + + + + 
       
+ 
     
+ + + + + 
     
+ + + + + 
    
 + + 
       
 + + + + + + + + 
        +   
 
 
e + 
e + 
e + 
e + 
e + 
e 
+ 
e 
+ 
 
 
OH

 
OH
+
 
H

 H
+ 
e

 OH

 
H
 
H
 
OH
+
 
e

 
OH

 
H
 
H
+ 
H
+ 
OH

 H
 
H
+ 
H

 
 
 CAMPO DE RADIACIÓN IONIZACIÓN DEL AIRE ENERGÍA ABSORBIDA DAÑO BIOLÓGICO 
QUÉ MIDE? 
Número de desintegraciones 
de una muestra radiactiva 
en la unidad de tiempo. 
Cargas eléctricas producidas en el 
aire por la radiación 
electromagnética. 
Energía cedida por la radiación en 
la unidad de masa, al producir 
ionización. 
Daño ocasionado por la energía de la 
radiación absorbida por el tejido. 
REPRESENTACIÓN 
MATEMÁTICA 







seg
tsinde
td
Nd
A 






masa.u
asargc.No
md
Qd
X 






masa.u
Energía
md
Ed
D H = D · Q · N 
UNIDADES DEL S.I. 
1s1
seg
des
1Bq1  






kg
Coulomb
1X  Gy1Gray1kg
Joule
1D 





  Sv1Sievert1
kg
Joule
1H
tejido









 
UNIDADES 
ESPECIALES s
des
10x7.3Curie1 10 .std.T.Pairecm
ues
1R)Roentgen(
3
 
g
erg
100rad1
)DoseAbsorbedRoentgen(rad
 
tejidog
erg
100rem1
)ManEquivalentRoentgen(rem
 
EQUIVALENCIA 1 Ci = 3.7x1010 Bq 
1 R = 2.58x104 C/kg 
1 C/kg = 3876 R 
1 rad = 0.01 Gy 
1 Gy = 100 rad 
1 rem = 0.01 Sv 
1 Sv = 100 rem 
MAGNITUDES 
DERIVADAS 
 RAPIDEZ DE EXPOSICIÓN RAPIDEZ DE DOSIS ABSORBIDA RAPIDEZ DE DOSIS EQUIVALENTE 
UNIDADES DEL S.I. 
 









skg
C
td
Xd
X
 






seg
Gy
td
Dd
D
 






seg
Sv
td
Hd
H
 
UNIDADES 
ESPECIALES 
 





.etc,
h
mR
,
h
R
 




.etc,
h
mrad
,
h
rad
 




.etc,
h
mrem
,
h
rem
 
 
DETECCIÓN DE LA 
RADIACIÓN 
• Se basa en el efecto que produce la radiación 
 sobre la materia con la que interacciona 
 (ionización y/o excitación). 
 No se limita a indicar solo su presencia, sino 
 que es necesario medir la cantidad de 
 radiación, su energía y sus propiedades (tipo) 
DETECCIÓN DE LA 
RADIACIÓN 
Los métodos de detección más empleados se 
basan en el uso de: 
1.- Películas fotográficas 
2.- Ionización de gases 
3.- Centelladores 
4.- Semiconductores 
5.- Calorímetros, reacciones químicas, etc. 
 
SISTEMA DE 
CONTEO DE 
PULSOS 
 
SISTEMA DE 
CONTEO 
FUENTE 
RADIACTIVA 
VENTANA 
VOLUMEN 
SENSIBLE 
DEL 
DETECTOR 
DETECTORES DE 
RADIACIÓN 
1) Volumen sensible: En 
esta región incide la 
radiación que produce las 
interacciones informativas. 
2) Componentes 
estructurales: Contienen 
y limitan al volumen 
sensible del detector. 
DETECTORES DE 
RADIACIÓN 
3) Ventana de entrada: Parte de la componente 
estructural por la cual puede penetrar más fácilmente la 
radiación, siendo prácticamente transparente a la misma. 
DETECTORES DE 
RADIACIÓN 
4) Acoplamiento: 
Medio por el cual es 
posible acoplar el 
detector a la 
electrónica asociada 
DETECTORES DE 
CENTELLEO 
CIERTAS SUSTANCIAS LLAMADAS LUMINISCENTES, TIENEN LA 
PROPIEDAD DE QUE CUANDO UNA PARTÍCULA CARGADA O 
UN FOTÓN INTERACCIONAN CON ELLA, EMITEN LUZ CON 
LONGITUD DE ONDA EN EL VISIBLE O ULTRAVIOLETA, SIENDO 
LA INTENSIDAD PROPORCIONAL A LA ENERGÍA DEPOSITADA 
POR LA RADIACIÓN. 
 LAS SUSTANCIAS LUMINISCENTES COMÚNMENTE EMPLEADAS 
EN DETECTORES DE CENTELLEO SUELEN SER CRISTALES 
INORGÁNICOS, COMPUESTOS ORGÁNICOS EN FORMA 
CRISTALINA O EN DISOLUCIÓN. 
SUSTANCIAS 
CENTELLADORAS 
LAS SUSTANCIAS CENTELLADORAS MAS USADAS EN DETECTORES 
DE CENTELLEO SON EL NaI (TL), EL ZnS (Ag). 
 EL MATERIAL CENTELLADOR SE ACOPLA A UN TUBO 
FOTOMULTIPLICADOR, QUE ES UNA AMPOLLA AL VACÍO, QUE 
CONSISTE EN UN FOTOCÁTODO EL CUAL ES UNA CELDA QUE 
DESPRENDE ELECTRONES CUANDO INCIDE EN ELLOS LUZ DE 
CIERTA LONGITUD DE ONDA Y UNA SERIE DE ELECTRODOS 
LLAMADOS DINODOS, LOS CUALES SE ENCUENTRAN A UNA 
DIFERENCIA DE POTENCIAL UNOS DE OTROS Y LOS 
ELECTRONES INCIDENTES SOBRE ELLOS SE ACELERAN HACIA 
EL ELECTRODO SIGUIENTE HASTA CONSEGUIR 
MULTIPLICACIONES DEL ORDEN DE 105. 
DETECTORES DE 
CENTELLEO 
Los detectores de centelleo tienen varias ventajas 
sobre los detectores gaseosos: 
1) Debido a su forma sólida, la eficiencia de 
 detección es mucho mayor que lade un 
 detector gaseoso 
DETECTORES DE 
CENTELLEO 
2) Tiempo de resolución pequeño (106 a 109 s), 
 lo que implica que se pueden usar para 
 detectar mayores intensidades que los 
 detectores gaseosos. 
3) La altura del pulso a la salida del tubo 
 fotomultiplicador es directamente proporcional 
 a la energía de la radiación gamma incidente, lo 
 que permite realizar espectroscopía nuclear. 
DETECTOR DE CENTELLEO 
RADIACIÓN
ENVOLTURA DE
ALUMINIO RECUBIERTA
INTERIORMENTE CON
ÓXIDO DE MAGNESIO
PARA REFLEXIÓN
INTERNA
CRISTAL DE
NaI(Tl)
DESTELLO
LUMINOSO
PRODUCIDO POR
LA RADIACIÓN
FOTOCÁTODO
DÍNODOS
METAL MU COMO
BLINDAJE
MAGNÉTICO
CONTACTO ÓPTICO
FOTOMULTIPLICADOR
DETECTORES FIJOS 
Se localizan en un sitio específico 
de la instalación. 
Se emplean para diversos 
propósitos, por ejemplo: monitoreo 
de personal, vestuario, equipo y 
materiales; monitoreo de efluentes 
gaseosos y líquidos; medición 
continua de la rapidez de 
exposición en un sitio, etc. 
DETECTORES FIJOS 
DETECTORES FIJOS 
DETECTORES 
PORTÁTILES 
Son aquellos que se trasladan a 
mano o en vehículo para determinar 
niveles de radiación y de 
contaminación en diferentes sitios y 
condiciones. 
MONITORES 
PORTÁTILES 
CRITERIOS DE SELECCIÓN PARA LOS MONITORES 
PARA USAR UN MONITOR PORTÁTIL DE 
RADIACIÓN SE DEBEN TOMAR EN CUENTA 
LOS SIGUIENTES PUNTOS: 
 
 TIPO Y ENERGÍA DE LA RADIACIÓN 
 INTENSIDAD DE LA RADIACIÓN 
 LUGAR DE OPERACIÓN 
APLICACIÓN DE LOS 
MONITORES 
 DETERMINACION DE NIVELES DE RADIACION 
 REALIZACION DE PRUEBAS DE FUGA 
 MANEJO DE FUENTES DENTRO DE UN LOCAL 
 BUSQUEDA DE FUENTES RADIACTIVAS 
 
TIPO DE MONITORES 
 CON CÁMARA DE IONIZACIÓN 
 CON GEIGER MULLER 
 CON DETECTOR DE CENTELLEO 
CUIDADOS DE LOS 
MONITORES 
 MANEJARLOS CON CUIDADO 
 GUARDARLOS EN LUGAR LIMPIO Y SECO 
 CUIDE Y EVITE GOLPEAR LA SONDA 
CUIDADOS DE LOS 
MONITORES 
 ASEGÚRESE QUE ESTÉ APAGADO CUANDO NO SE USE 
 VERIFICAR EL ESTADO DE LAS BATERÍAS, QUITARLAS 
 SI NO SE USA DURANTE UN LARGO PERÍODO 
CUIDADOS DE LOS 
MONITORES 
 VERIFICAR SU FUNCIONAMIENTO , SI TIENE 
 FUENTE DE PRUEBA 
 INTERPRETAR CORRECTAMENTE LAS LECTURAS 
 PARA BAJOS NIVELES USAR CONSTANTE DE 
 TIEMPO LENTA 
CALIBRACIÓN 
LA CALIBRACIÓN DE UN MONITOR CONSISTE EN COMPARAR SUS 
LECTURAS CON UNA FUENTE DE RADIACIÓN CONOCIDA 
(CERTIFICADA). 
 
 
 
 
FACTOR DE CALIBRACIÓN: 0.8  1.2 
SI SALE DE ESTE INTERVALO, ES NECESARIO ENVIARLO A 
REVISIÓN ELECTRÓNICA. 
MÉTODOS DE 
DOSIMETRÍA PERSONAL 
Para determinar la exposición, dosis y equivalente de 
dosis o la rapidez de estas magnitudes, que recibe o 
absorbe el cuerpo se utilizan materiales o dispositivos 
denominados DOSÍMETROS PERSONALES. Entre los 
más empleados se encuentran: 
 De Película 
 Termoluminiscentes 
 De lectura directa 
DOSÍMETROS DE 
PELÍCULA 
Consiste en un paquete de 2 ó 3 placas 
fotográficas, sensibles a radiación gamma o 
rayos x, protegidos de la luz y colocado en 
un chasis con filtros y ventanas. 
El grado de ennegrecimiento se mide con un 
densitómetro determinando su densidad 
óptica. 
La densidad óptica se calibra respecto a la 
dosis, con lo cual la película puede 
utilizarse para medir la dosis recibida 
durante el tiempo que se porta el 
dosímetro. 
DOSÍMETRO DE PELÍCULA 
 EMULSIÓN A BASE DE AgBr 
 DENSIDAD ÓPTICA = log (I0/I) 
 
 BAJA ESTABILIDAD (AMBIENTE HÚMEDOS Y 
CALUROSOS , HONGOS Y BACTERIAS , 
DESTRUCCIÓN POR PEGARSE A LA ENVOLTURA ). 
 DESVANECIMIENTO: 2H2O + O2  Ag
0  Ag+ 
 DEPENDENCIA DE LA ENERGÍA 
 ERROR DE LECTURA: 20  30% 
DOSIMETRO DE PELÍCULA 
Plomo Cobre 
Ventana 
Aluminio 
Cadmio 
Sobre con 
la película 
DENSITÓMETRO 
PELÍCULA 
LENTE DE 
ENFOQUE 
CELDA FOTOELÉCTRICA 
FUENTE DE LUZ 
UTILIDAD 
LOS DOSÍMETROS DE PELÍCULA SON 
ÚTILES PARA CAMPOS DE RADIACIÓN 
GAMMA Y DE RAYOS X (40  200 keV) 
DOSÍMETROS TERMOLUMINISCENTES 
Consisten de un cristal de un material 
termoluminiscente colocado en un chasis (similar 
al dosímetro de película). 
MATERIAL: LiF, CaF2 CaSO4 y Li2B4O7 
(activados con impurezas de metales y 
tierras raras). 
DOSÍMETROS 
TERMOLUMINISCENTES 
VENTAJAS: 
 TAMAÑO PEQUEÑO 
 AMPLIO INTERVALO DE RESPUESTA (10-8 - 105 Gy) 
 ESTABILIDAD ANTE CONDICIONES AMBIENTALES NORMALES 
 REUTILIZABLES 
 INDEPENDIENTES DE LA RAPIDEZ DE DOSIS 
 ALTA SENSIBILIDAD 
 ÚTILES PARA GAMMAS Y RAYOS X 
DESVENTAJAS: 
 BORRADO DE LA INFORMACION CON LA LECTURA 
UTILIDAD 
LOS DOSÍMETROS TERMOLUMINISCENTES 
SON ÚTILES PARA CAMPOS DE RADIACIÓN 
GAMMA Y DE RAYOS X 
DOSÍMETROS DE LECTURA 
DIRECTA 
LA CARÁTULA DEL INSTRUMENTO PERMITE, SEGÚN EL MODELO, 
TENER LA LECTURA DE LA EXPOSICIÓN, DOSIS O 
EQUIVALENTE DE DOSIS O LA RAPIDEZ DE LAS MAGNITUDES. 
 
PROTECCIÓN RADIOLÓGICA 
Objetivo: 
Reducir hasta donde sea posible, los riesgos que 
implican el uso de materiales radiactivos y dispositivos 
generadores de radiación ionizante. 
I R R A D I A C I Ó N 
ES LA ACCIÓN DE RECIBIR 
RADIACIÓN IONIZANTE 
SE PUEDE CLASIFICAR DEPENDIENDO DEL 
LUGAR EN EL QUE SE ENCUENTRE LA 
FUENTE DE RADIACIÓN EN : 
IRRADIACIÓN EXTERNA 
IRRADIACIÓN INTERNA 
(contaminación interna) 
LAS FUENTES RADIACTIVAS SE PUEDEN CLASIFICAR DE VARIAS 
MANERAS. 
 POR SU FORMA: 
(PUNTUALES, PLANAS, LONGITUDINALES, ESFÉRICAS, ETC.) 
 
 
 
POR LA MANERA EN QUE ESTÁN CONTENIDAS. 
FUENTES RADIACTIVAS 
 
 
ABIERTAS y SELLADAS 
FUENTES RADIACTIVAS 
SE PUEDEN CLASIFICAR EN : 
ABIERTAS y SELLADAS 
SELLADAS 
SON AQUELLAS EN LAS CUALES EL MATERIAL 
RADIACTIVO ESTÁ CONTENIDO EN UNA 
ENVOLTURA HERMÉTICA DE SUFICIENTE 
RESISTENCIA MECÁNICA PARA IMPEDIR QUE 
SE ESTABLEZCA CONTACTO CON EL 
RADIONÚCLIDO O QUE LA SUSTANCIA 
RADIACTIVA SE DISPERSE EN LAS 
CONDICIONES NORMALES DE UTILIZACIÓN Y 
DESGASTE . 
FUENTES SELLADAS 
FUENTES SELLADAS 
FUENTE DE Cs137 
PARA CALIBRACIÓN 
FUENTE DE Ir192 
PARA GAMMAGRAFÍA 
FUENTES SELLADAS 
FUENTES RADIACTIVAS 
ABIERTAS.- SON AQUELLAS EN LAS CUALES EL 
MATERIAL RADIACTIVO ESTÁ CONTENIDO 
EN UNA ENVOLTURA QUE NO ESTÁ 
HERMÉTICAMENTE CERRADA Y QUE EN 
LAS CONDICIONES NORMALES DE USO 
PUEDE PRODUCIR CONTAMINACIÓN . 
FUENTES ABIERTAS 
RIESGOS DE 
IRRADIACIÓN 
EXTERNA 
DOSIS 
TIPO DE RADIACIÓN 
ENERGÍA 
PODER DE PENETRACIÓN 
INTERNA 
VIDA MEDIA EFECTIVA 
ÓRGANO DE DEPOSICIÓN 
LA IRRADIACIÓN EXTERNA CON ALFAS NO SE 
CONSIDERA RIESGO, DEBIDO A SU ALCANCE TAN 
PEQUEÑO EN EL TEJIDO. 
EL ALCANCE EN TEJIDO ESTÁ DADO POR: 
IRRADIACIÓN CON ALFAS 











tejido
aire
t RR
IRRADIACIÓN CON BETAS 
LA ENERGÍA PROMEDIO DE LAS PARTÍCULAS  ES  1/3 Emáx 
EL ALCANCE DE LAS BETAS DEPENDE DE SU 
ENERGÍA Y ESTÁ DADO EN mg/cm2 
IRRADIACIÓN CON BETAS 
PUEDE O NO REPRESENTAR UN RIESGO, 
DEPENDIENDO DE SU ENERGÍA 
Raire  3.6 m/MeV 
BETAS DE E > 70 keV PENETRAN LA 
CAPA MUERTA DE LA PIEL 
IRRADIACIÓN CON BETAS 
LA RAPIDEZ DE DOSIS 
ABSORBIDA A UNA 
PROFUNDIDAD DE 7 mg/cm2 
POR DEBAJO DE LA 
SUPERFICIE CONTAMINADA ES 
 100 VECES MAYOR A LA 
RAPIDEZ DE DOSIS 
ABSORBIDA DEBIDA A 
GAMMAS. 
IRRADIACIÓN GAMMA 
REPRESENTA UN 
RIESGO, YA QUE LA 
RADIACIÓN GAMMA 
PENETRA LO 
SUFICIENTE EN EL 
ORGANISMO. 
RAPIDEZ DE EXPOSICIÓN POR 
IRRADIACIÓN GAMMA 
Γ = Constante gamma, en Rcm2/hmCi 








h
R
r
A
X
2

A = Actividad del radionúclido, en mCi 
r = Distancia del punto de interés a la fuente, en cm 
DOSIS ABSORBIDA 
X0.94Dtejido t

 XX
O BIEN : 
XDtejido IRRADIACIÓN INTERNA 
VÍAS DE INCORPORACIÓN 
Las fuentes de radiación pueden ingresar al 
cuerpo por: 
• Ingestión 
• Inhalación 
• Absorción a través de la piel 
• A la sangre por alguna herida 
 
DOSIS INTERNA 
 Actividad incorporada 
 Tipo de radiación y su energía 
 T1/2 del radionúclido 
 Comportamiento en el organismo 
 
VIDA MEDIA EFECTIVA 
V I D A M E D I A 
RADIACTIVA BIOLÓGICA EFECTIVA 
CUERPO ENTERO H3 12.26 a 12 d 11.97 d 
ÓRGANO 
HUESOS Sr90 27.7 a 49.3 a 17.74 a 
HUESOS Pu239 24390 a 200 a 198.4 a 
TIROIDES I131 8.05 d 138 d 7.6 d 
CUERPO ENTERO Co60 5.26 a 9.5 d 9.45 d 
BAZO Fe59 45.6 d 600 d 42.38 d 
 HÍGADO Cd115 53.5 h 200 d 52.9 d 
C O N T A M I N A C I Ó N 
SE HA DEFINIDO COMO LA 
PRESENCIA INDESEABLE DE 
SUSTANCIAS RADIACTIVAS SOBRE O 
DENTRO DE LAS PERSONAS O COSAS. 
EN EL REGLAMENTO GENERAL DE 
SEGURIDAD RADIOLÓGICA Y EN LA 
NOM-008-NUCL-2003 EMITIDOS POR 
LA C.N.S.N.S. SE ESTABLECEN LOS 
LÍMITES DE CONTAMINACIÓN. 
 
 
 CONTAMINACIÓN 
Existen dos tipos de contaminación radiactiva: 
FIJA.- aquella que no es transferida de superficies 
contaminadas a superficies no contaminadas, 
cuando éstas tienen contacto. 
REMOVIBLE.- aquella que es transferida de superficies 
contaminadas a superficies no contaminadas, cuando 
éstas tienen contacto. 
 
 
MÉTODOS PARA VERIFICACIÓN 
DE CONTAMINACIÓN 
DIRECTOS.- requiere de instrumentos 
adecuados al tipo y energía de la 
radiación y estar calibrados. 
 
 
MÉTODOS PARA VERIFICACIÓN DE 
CONTAMINACIÓN 
INDIRECTOS.- consiste en efectuar un frotis y 
determinar la cantidad de material radiactivo 
transferido con un instrumento apropiado, 
calibrado y de eficiencia conocida. Permite 
determinar solamente contaminación removible. 
FUENTES DE CONTAMINACIÓN 
1.- SALPICADURAS ACCIDENTALES 
2.- ACARREO DE MATERIAL RADIACTIVO Y EXTRACCIÓN 
 DE SU CONTENEDOR DE TRANSPORTE 
3.- CONTAMINACIÓN DEL CONTENEDOR DE MATERIAL 
 RADIACTIVO POR SU CONTENIDO , DEBIDO A 
 EMPACADO DEFICIENTE 
4.- OPERACIONES QUÍMICAS DENTRO DEL ÁREA , 
 TALES COMO EVAPORACIÓN , EXTRACCIÓN CON 
 SOLVENTES , RUPTURA DE EQUIPOS DE VIDRIO , ETC. 
IRRADIACIÓN INTERNA 
ES LA QUE RECIBE EL ORGANISMO CUANDO LAS 
FUENTES DE RADIACIÓN SE ENCUENTRAN DENTRO DEL 
MISMO. 
 LA DOSIS ABSORBIDA DEPENDERÁ DE: 
 
 
 
 
 
 
 ACTIVIDAD INCORPORADA 
 TIPO DE RADIACIÓN Y SU ENERGÍA 
 TIEMPO DE IRRADIACIÓN 
 T1/2 DEL NÚCLIDO 
 COMPORTAMIENTO EN EL ORGANISMO 
MÉTODOS PARA DETERMINAR LA 
ACTIVIDAD INCORPORADA 
EXISTEN VARIOS MÉTODOS 
INSTRUMENTALES PARA 
DETERMINAR LA ACTIVIDAD 
INCORPORADA: 
 CONTADOR DE CUERPO ENTERO 
 Ge Hiperpuro 
Amín = 54 Bq (I
131) y 36 Bq (Co60) 
Tconteo = 10 minutos 
Emisores gamma 
MÉTODOS PARA DETERMINAR LA 
ACTIVIDAD INCORPORADA 
 DETECTOR DE CENTELLEO 
 CALIBRADO 
 MEDICIÓN DE ACTIVIDAD EN 
 MUESTRAS BIOLÓGICAS 
CÁLCULO DE LA DOSIS INTERNA 
UNA VEZ QUE SE CONOCE LA ACTIVIDAD INCORPORADA, LA 
DOSIS INTERNA SE ESTIMA MEDIANTE MODELOS: 
USO DE FACTORES DOSIMÉTRICOS (ICRP-54) 
PROGRAMA DOSINT (CNSNS) 
UTILIZANDO TABLAS DE LAI (ICRP-30) 
FIN