Curso de OPERADORES DE INSTALACIONES RADIACTIVAS.

MODULO MEDICINA NUCLEAR (IR_OP_MN)

PRÁCTICAS

PRACTICA 4
ACTUACIÓN EN LA GAMMATECA
UTILIZANDO LOS DISPOSITIVOS DE
PROTECCIÓN

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PRÁCTICAS

Contenido

OBJETIVO .......................................................................................................................... 3
1. TRAMITACIÓN DE PEDIDOS Y RECEPCIÓN DEL MATERIAL RADIACTIVO ...................... 6
1.1. Tramitación de pedidos.......................................................................................... 6
1.2. Recepción del material radiactivo.......................................................................... 6
2. PREPARACIÓN DE LAS DOSIS DE RADIOFÁRMACOS A SUMINISTRAR A LOS
PACIENTES. ....................................................................................................................... 7
2.1. Dispositivos de protección existentes en el área caliente. .................................... 7
2.2 Actuación en la cámara caliente. Utilización de los dispositivos de protección..... 7
2.3. Sistema de rotación de los puestos de trabajo en cámara caliente e inyección de
actividad a los pacientes. .............................................................................................. 8
2.4. Elución de un generador de Tc-99m. ..................................................................... 8
3. SUMINISTRO DE LAS DOSIS A LOS PACIENTES ............................................................. 9
3.1. Verificación diaria del activímetro ......................................................................... 9
3.2. Administración de radionucleidos. ...................................................................... 10
4. REALIZACIÓN DE LA EXPLORACIÓN DIAGNÓSTICA.................................................... 11
5. GESTIÓN DE MATERIALES DE DESECHO ..................................................................... 11
6. DETERMINACIÓN DE PUNTOS DE MEDIDA DE LOS NIVELES DE RADIACIÓN Y
CONTAMINACIÓN ........................................................................................................... 12
6.1. Medida de niveles de radiación y equipamiento necesario. ............................... 12
6.2. Valores adoptados como límites de intervención para radiación ....................... 12
6.3. Medida de niveles de contaminación y equipamiento necesario ....................... 13
7. CLASIFICACION Y SEÑALIZACIÓN DE ZONAS .............................................................. 14

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OBJETIVO

El objetivo de la práctica es que el alumno conozca el funcionamiento de un Servicio de

Medicina Nuclear, visitando las diferentes instalaciones de las que consta el Servicio y
comprobando la clasificación y señalización de las distintas zonas, el uso de los
dispositivos de protección y los procedimientos de trabajo del personal del Servicio.

Durante la visita, el alumno observará los siguientes aspectos:

a) Diseño del Servicio

La etapa de diseño de la Instalación y la asignación de responsabilidades en los puestos

de operación son claves para el mantenimiento de niveles de protección adecuados,
tanto del personal como de pacientes y público en general.

Se debe tener en cuenta que el área caliente debe estar ubicada de forma que la
circulación a través de ella sea lo más restringida posible, y sólo limitada al personal
expuesto autorizado. Deberá mantenerse cerrada con llave que será custodiada por el
supervisor de la Instalación y el operador que realice sus funciones en esa área.

El acceso al área caliente se realizará con el vestuario y los equipos de protección

adecuados, para evitar contaminación e irradiación.

Medidas de protección adoptadas ya en el diseño de la instalación.

• Circulación de pacientes y personal de operación

• Circulación de aire entre las diversas dependencias
• Sistema de extracción en cámara de guantes. Requerimiento de filtros.
• Sistema de vertidos líquidos.
• Blindajes estructurales y barreras.

Todos estos aspectos se mostrarán a los alumnos, y se explicarán las soluciones

adoptadas en el Servicio en que se lleve a cabo la práctica.

CIRCUITO DEL RADIOFÁRMACO

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Listado Preparación
radiofármacos Dispensación
a preparar
Solicitud de
radiofármaco
Actualización Control
de calidad
existencias

Circuito de
pacientes

CIRCUITO DEL PACIENTE

Información
al paciente Recepción
sobre la
Citación exploración
preparación y
Adaptación
precauciones
de la
prueba al
Administración paciente
radiofármaco

Espera Realización Control

prueba calidad de
la prueba

Despedida
del paciente

b) Dependencias posibles en un Servicio de Medicina Nuclear

• Gammacámara o cámara caliente

• Unidad de Radiofarmacia
• Unidades de producción de radionucleidos de vida corta
• Sala de preparación de monodosis de radiofármacos listos para su uso y
muestras
• Cámara limpia
• Almacén de residuos temporales
• Sala de inyección o Sala de administración de monodosis
• Laboratorio de técnicas in vitro
• Aseos (WC)

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• Secretaría
• Sala de espera pacientes no inyectados
• Sala de espera encamados
• Sala de espera de pacientes inyectados
• Aseos personal MN
• Cuarto oscuro
• Equipos de captación
• Cámara fría
• Salas de exploración

Otras dependencias son:

• Habitaciones destinadas a albergar pacientes con tratamiento de I 131

• Almacén temporal de residuos
• Estancia para depósito de orinas de pacientes ingresados

Figura 1: Esquema elemental de un Servicio de MN:

Transito Pacientes
Transito Material Radiactivo Suministrador

ÁREA CALIENTE

Secretaría Sala de espera

de pacientes no
inyectados Sala de Inyección o Unidad de
de administración de Radiofarmacia
Área de monodosis
hospitalización

Cámara
caliente
Sala de espera de
pacientes
Área de
Área de inyectados
consultas
exploración
Unidad de
producción de
radionucleidos de
vida corta

Laboratorio Almacén
técnicas temporal de
in vitro residuos

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c) Funcionamiento del Servicio: A continuación se desarrollan los aspectos más

importantes relativos al funcionamiento de un Servicio de Medicina Nuclear.

1. TRAMITACIÓN DE PEDIDOS Y RECEPCIÓN DEL MATERIAL RADIACTIVO

1.1. Tramitación de pedidos.

Decisión de
adquisición
de un radioisótopo

Asignación de nº de salida y
Registro en el libro de la Instalación.

El Hospital
realiza el Adquisición
si
concurso por
y adjudica concurso
un laboratorio publico?

no

Adquisición por compra directa

El proveedor El responsable
entrega el de la instalación
producto fIrma el albarán
directamente del proveedor
a la instalación

El Almacén emite
albarán oficial ( 4 copias)
El proveedor registra
haciendo llegar a
el producto en
la instalación
el Almacén de suministros
Envío al SRPR la copia verde y entrega
cada 30 días al proveedor la copia rosa
informe
de peticiones
realizadas
El SRPR emite La Dirección de Gestión
informe semestral procede a la tramitación
a Gerencia de las facturas
originales

1.2. Recepción del material radiactivo.

Comprobaciones a realizar:

• El pedido está correctamente suministrado y corresponde con el

radionucleido, actividad, fecha calibración y forma físico-química solicitada.

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• El envase de transporte no presenta contaminación desprendible por encima

de los niveles de detección fijados. Se registra el producto.

Estas comprobaciones se realizarán en el recinto del Servicio habilitado para ello,

llevándose a cabo por el personal de operación designado.
Los alumnos revisarán los registros que se llevan en la instalación.

2. PREPARACIÓN DE LAS DOSIS DE RADIOFÁRMACOS A SUMINISTRAR A LOS

PACIENTES.

2.1. Dispositivos de protección existentes en el área caliente.

Se mostrarán los sistemas y equipos de protección disponibles, tales como:

- Alarma de radiación ambiental. Niveles prefijados.

- Guantes plomados: La manipulación de radionucleidos puede exigir la

utilización de guantes plomados más guantes desechables.

- Mamparas blindadas, móviles y fijas

- Castillos blindados para almacenaje de viales

- Vitrinas de guantes (Sistema de ventilación forzada- filtro aéreo)

- Protectores de jeringas de diferentes espesores equivalentes Pb.

- Contenedores blindados para viales.

- Ducha descontaminante.

- Sistema de detección y extinción de incendios adecuado a la instalación

radiactiva

- Medidor de pies y manos: Detector en el que se deberá medir el operador

al pasar desde cámara caliente a cualquier otra dependencia.

2.2 Actuación en la cámara caliente. Utilización de los dispositivos de protección.

La manipulación del material radiactivo en la cámara caliente deberá realizarse en

condiciones seguras, utilizando los medios y dispositivos de protección adecuados al
efecto, de acuerdo con el Manual de Protección Radiológica de la Instalación y el
Reglamento de Funcionamiento, que contempla todos los aspectos de PR de la misma.

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Todo comportamiento y actuación se basará en los tres principios básicos de la

protección radiológica, blindaje, distancia y tiempo. Se hará uso de los blindajes
pertinentes en todo momento. Se mantendrá la mayor distancia posible siempre que
se pueda, y se intentara minimizar el tiempo de exposición a una fuente radiactiva. En
la práctica se representarán parte de los procedimientos más habituales.

Se transcriben a continuación los puntos relativos a este aspecto que contiene el

Manual:

En las instalaciones de Medicina Nuclear los posibles riesgos son los de irradiación
externa y/o contaminación interna y externa.

Las fuentes de radiación son los radionucleidos, emisores de radiación beta y/o
gamma, que se encuentran en las siguientes áreas:

Cámara caliente
Sala de preparación de monodosis de radiofármaco listas para su uso
Sala de administración de monodosis
Habitaciones de hospitalización de radioterapia metabólica
Aseos para pacientes a los que se les haya administrado radiofármacos
Almacén de residuos
Unidades de Radiofarmacia
Unidades de producción de radionucleidos de vida corta
Laboratorios de pruebas in vitro
Áreas de adquisición de imagen
Sala de espera de pacientes a los que se les ha suministrado un radiofármaco
para diagnóstico

Los alumnos recorrerán las dependencias mencionadas, reparando en los aspectos de

protección existentes.

2.3. Sistema de rotación de los puestos de trabajo en cámara caliente e inyección de

actividad a los pacientes.

Dependiendo de los niveles de dosis alcanzados por el personal de operación, puede

ser necesario adoptar un sistema de rotación por los puestos de cámara caliente e
inyección, compatible con la normativa laboral y consensuado por los miembros
afectados. En este sentido, se suelen hacer turnos rotatorios entre los puestos
correspondientes a inyección y preparación de radiofármacos, de forma que no se
alcancen niveles de dosis superiores a 3/10 de los límites anuales.

2.4. Elución de un generador de Tc-99m.

Se realizará la elución de un generador gastado o no útil para la actividad clínica.

El vial de suero para eluir se insertará en el lugar correspondiente del generador.

Después se insertará el vial de vacío, dentro de un blindaje, en el generador, y se

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esperará hasta que no se introduzca en él más líquido, momento en que ha finalizado

la elución. Se extraerá el vial con el pertecnetato, y se extraerá del blindaje con
cuidado para medirlo en el activímetro. Previamente se habrá realizado una lectura del
fondo radiactivo, que será sustraída a la medida de la fuente. Se anotará la medida y se
calculará la eficiencia de la elución teniendo en cuenta la fecha de calibración del
generador. Se calculará la concentración específica resultante, conociendo la cantidad
de líquido admitida especificada en el del vial de vacío usado en la elución (usualmente
5 ml o 10 ml).

Se retirará la tapa del blindaje del vial de elución y se colocará éste con la zona abierta
orientada al pozo del activímetro, y pegada a él. Se medirá el fondo radiactivo para
comprobar la influencia de fuentes externas.

Los alumnos repetirán el proceso anterior, observando las mismas normas de

Protección Radiológica en la manipulación. Simularán la medida en el activímetro. Los
alumnos conocerán el protocolo de elución que realizan los operadores de la
instalación.

3. SUMINISTRO DE LAS DOSIS A LOS PACIENTES

3.1. Verificación diaria del activímetro

La importancia que tiene para la protección del paciente el hecho de que las dosis
administradas a los pacientes no adolezcan de errores de medida que aumentarían la
incertidumbre, hace necesario proceder diariamente a controlar algunos parámetros
de calidad. Estas pruebas aseguran la disponibilidad del activímetro y la precisión y
repetibilidad de las medidas.

• Control de calidad del activímetro

El activímetro debe estar convenientemente calibrado desde su salida de fábrica, y

sometido a calibraciones periódicas. Además, con la periodicidad indicada, deben
realizarse sobre él las siguientes pruebas:

1. Pruebas de referencia: precisión y exactitud (periodicidad trimestral)

2. Pruebas de constancia: estabilidad y fondo (diariamente)

Se debe disponer como mínimo de una fuente calibrada de vida larga (Cs 137)

Las pruebas diarias que se realizan, se anotan en una hoja de registro cuya cabecera
puede ser análoga a ésta.

Fecha Medida en Medida en Medida en Medida en Fondo

selección de selección selección selección (Utilizando la
Cs 137 Tc-99m I-131 Tl- 201 tecla BKG)

(µCi) (µCi) (µCi) (µCi)

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Se realizará una lectura previa del fondo en cada una de las selecciones, y también
cuando se utiliza la fuente de Cs 137 calibrada.

La lectura de fondo utilizando la tecla prevista para ello ("BKG") se realiza dos veces:
una con el portaviales y otra sin él, para verificar si la contaminación procede del
portaviales o del pozo.

Los alumnos revisarán la hoja de registro existente.

3.2. Administración de radionucleidos.

Se explicará a los alumnos las medidas de protección y los procedimientos de

actuación establecidos en un servicio de medicina nuclear para la administración de los
radionucleidos a los pacientes.

Se analizará un caso práctico de actuación frecuente, el I-131, considerando su

aplicación en:

Diagnóstico:

La administración de una dosis de rastreo con I-131, debe realizarse analizando los
siguientes aspectos:

Forma de administración: en el caso analizado se suministra por vía oral en forma de

cápsulas, tomando precauciones especiales en el momento del suministro.

Medidas de prevención: el personal de operación utilizará los materiales de protección

indicados en el procedimiento de actuación: delantal plomado, pantallas plomadas
auxiliares, protectores de jeringas, etc.

Terapia:

Las medidas de protección en el caso de ingesta de I-131 (para terapia metabólica,

para rastreo tiroideo o para inyección por patología no tiroidea) serán:

• Si la forma de ingestión es mediante solución, la preparación de la misma se realiza

detrás de pantalla plomada con visor de vidrio emplomado. La persona encargada
de administrar la dosis proporciona al paciente un vaso con placebo antes de la
ingesta real de la solución de yodo radiactivo, para ver su reacción.

• Si la forma de administración es mediante cápsula, el paciente la sacará del

protector de plástico interno, procediendo por sí mismo a su ingesta.

• La administración se lleva a cabo en la propia habitación en que el paciente

quedará ingresado, o bien, en el caso de administración de dosis de rastreo de I-

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131 se realizará en la sala de inyección, retirando como residuo sólido

contaminado todo lo utilizado.

• El personal de enfermería que atienda a los pacientes ingresados deberá vestir

mandil plomado con protección de al menos 0.35 mm Pb equivalente, aunque la
protección que ofrece es inferior al 10% de la tasa de entrada para la energía del I-
131 (360 keV). Por ello, se recomienda minimizar el tiempo en todas los
procedimientos en la cercania al paciente.

En relación a la protección del paciente se considerarán las siguientes medidas:

• El paciente queda ingresado en habitación blindada, con precauciones especiales y

medida diaria de la tasa de dosis remanente. La orina excretada por el paciente se
recoge en depósito al efecto, donde permanece en disolución controlada hasta su
vertido a la red de alcantarillado, una vez decaída su actividad a valores
adecuados.

• Transcurrido el periodo de ingreso hospitalario, el paciente recibe unas normas de

actuación en relación a las personas de su entorno, como niños, mujeres
embarazadas, compañeros de trabajo, etc.

• Dependiendo de la tasa de dosis en contacto y a 1 metro que presente en el

momento del alta, y su patología, se aplicarán medidas más o menos restrictivas
en los días siguientes al alta.

• Durante su estancia, el personal de operación y los familiares de los pacientes que

les visiten deberán atender escrupulosamente las normas establecidas.

La administración de otros radionucleidos con fines terapéuticos tales como el Y 90,

Sm-153, etc., exige protocolos de actuación diferentes.

4. REALIZACIÓN DE LA EXPLORACIÓN DIAGNÓSTICA

Durante las exploraciones con Tc 99m, In 111, Ta 201, etc, no es necesario adoptar
ninguna restricción ni emplear ningún tipo de blindaje, sólo adoptar por parte de
enfermería y técnicos, medidas precautorias para mantener las mayores distancias
posibles.

5. GESTIÓN DE MATERIALES DE DESECHO

En la "Guía técnica de gestión de materiales residuales con contenido radiactivo

procedente de instalaciones de material sanitario" publicado por la SEPR, que
considera la Orden E.C.O. 1449 /2003 (BOE 134 de 5/7/2003) e instrucciones de la
"Guía de Seguridad 9.2 "del Consejo de Seguridad Nuclear, se especifican los límites
de desclasificación de los residuos sólidos generados.

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Los generadores de Mo-Tc99m agotados serán retirados por las propias casas
suministradoras, después de más 9 semanas desde la fecha de calibración.

La actividad en la columna será menor de 74 Bq/g, y los generadores a retirar se

clasificarán como "no radiactivos a efectos de transporte". Para ello, deben presentar
una tasa máxima de dosis en contacto inferior a 5µSv/h, y un nivel de contaminación
superficial inferior a 0.4 Bq/cm2.
La retirada será certificada por la empresa autorizada y firmada por el Supervisor de la
Instalación.

En relación a los residuos líquidos, las normativas de aplicación son:

- "Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas"

- "Reglamento de Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes", considerándose
como límite de vertido una pequeña fracción del L.I.A. del público en general del
radionucleido más restrictivo de los que se utilicen en la instalación (por ejemplo I-131)
o en relación a la suma ponderada de los límites asociados a los radionucleidos en uso
en el Servicio.

Los alumnos deberán visitar el almacenamiento temporal de residuos del Servicio y

conocer el flujo de residuos dentro de la instalación y, si existe, el sistema de
eliminación de orinas de pacientes con tratamiento metabólico.

En relación a la protección de las visitas al paciente

• Las visitas al paciente estarán debidamente reglamentadas.

• Se establecerán unas distancias mínimas al paciente, habilitando una zona
concreta para las visitas
• Se interpondrán blindajes fijos o móviles, entre paciente y familiares

6. DETERMINACIÓN DE PUNTOS DE MEDIDA DE LOS NIVELES DE RADIACIÓN Y

CONTAMINACIÓN

6.1. Medida de niveles de radiación y equipamiento necesario.

Los alumnos determinarán los puntos de medida de niveles de radiación en las áreas
de interés, y realizarán las medidas en los mismos, utilizando el equipamiento del
Servicio de Radiofísica y P.R. y los monitores de radiación del propio Servicio de MN.

6.2. Valores adoptados como límites de intervención para radiación

Dados los fondos relativamente altos de la instalación y el manejo constante de

radionucleidos en las áreas autorizadas, el nivel de alarma prefijado en la sala de
inyección es de 0.01Gy/h.

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Este valor no se sobrepasa con el movimiento normal de enfermos en las

dependencias habilitadas para inyectados.

Los enfermos ingresados con tratamientos de I-131 de terapia metabólica ocupan

habitaciones en la zona de hospitalización, y las dosis de radiación durante su ingreso
son habitualmente controladas a diario por personal del Servicio de P.R. En esta zona
se mide semanalmente la contaminación producida en áreas, material de lencería y
menaje (siempre desechable) durante el ingreso, anotando los valores medidos.

Se registrarán los siguientes datos de radiación de paciente:

Fecha Actividad(mCi) Tasa en contacto Tasa a 1m Tasa Volumen orina (l)

(µGy/h) (µGy/h) en Aseo
(µGy/h)

Para toma de datos de contaminación en zona de hospitalización, se registrarán:

Fecha:
cama mesilla silla sillón suelo wc lavabo
Fondo
medido
Real

6.3. Medida de niveles de contaminación y equipamiento necesario

Se dispondrá de un equipo de medida de contaminación superficial, con capacidad

para medir en cps y Bq/cm2.

Los alumnos realizarán las medidas de contaminación de forma análoga a como se

realizan en la práctica habitual sistemática.

Los valores adoptados como límites derivados para contaminación superficial, para
algunos radionucleidos usados en los servicios de MN1, son:

Radionucleidos clase A: Se-75; I-125; I-131

Radionucleidos clase B: F-18; Cr-51; Ga-67; Tc-99m; In-111; In-113m; Tl-201
Radionucleidos clase C: Xe-127; Xe-133

Límites en (Bq/cm2)

- Superficies y equipamientos en áreas controladas (trébol verde)

Clase A: 30 clase B: 300 clase C: 3000

- Superficie del cuerpo

1
ICRP Publication 57. Radiological Protection of the Worker in Medicine and Dentistry, 1989.

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Clase A: 3 clase B: 30 clase C: 300

- Áreas vigiladas (trébol gris) y públicas; ropa personal y del hospital

Clase A: 3 clase B: 30 clase C: 300

7. CLASIFICACION Y SEÑALIZACIÓN DE ZONAS

"El Servicio de PR realizará la clasificación de los lugares de trabajo de acuerdo con la

evaluación de las dosis anuales previstas, el riesgo de dispersión de la contaminación y
la probabilidad y magnitud de exposiciones potenciales.

A tal efecto, se identificarán y delimitarán todos los lugares de trabajo en los que
exista la posibilidad de recibir dosis superiores a los límites de dosis establecidos para
los miembros del público, y se establecerán las medidas de Protección Radiológica
aplicables.

Dichas medidas deberán adaptarse a la naturaleza de las instalaciones y de las fuentes,

así como a la magnitud y naturaleza de los riesgos. El alcance de los medios de
prevención y vigilancia, así como su naturaleza y calidad, deberán estar en función de
los riesgos vinculados a los puestos de trabajo que impliquen una exposición a las
radiaciones ionizantes"
Manual de P.R.

La señalización de un Servicio de MN se realiza de acuerdo con esta indicación

general, aunque, lógicamente, la señalización dependerá de las características
constructivas del recinto.

A modo de ejemplo, podría ser:

• Zonas de libre acceso: Secretaría y Sala de espera de pacientes no inyectados, Área

de consultas

• Zonas señalizadas con trébol amarillo (zonas de Permanencia limitada): Cámara

caliente, Área de hospitalización, Unidad de producción de radionucleidos de vida
corta

• Zonas señalizadas con trébol verde (zonas controladas): Áreas de exploración y sala
de espera de pacientes inyectados, Almacén temporal de residuos.

• Zonas señalizadas con trébol gris (zonas vigiladas): Área de consultas y Laboratorio
de técnicas in vitro.

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