Un accidente de trabajo atípico

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Seguimiento a largo plazo de pacientes sometidos a cierre percutáneo de foramen oval y comunicación interauricular

Objetivo: Describir los eventos ocurridos en el seguimiento a largo plazo de pacientes llevados a cierre percutáneo de FOP y CIA con dispositivo Amplatzer® Materiales y métodos: Estudio de seguimiento en donde se seleccionó una cohorte histórica de pacientes llevados a cierre percutáneo del FOP y CIA con dispositivo Amplatzer desde el año 2001 hasta el 2013, De los 92 (100%) pacientes intervenidos, se realizó seguimiento clínico a 55 (60%) pacientes, y 37 (40%) pacientes no se pudieron contactar, se revisaron registros médicos y se realizarón entrevistas telefónicas. Resultados: La edad promedio de los pacientes fue de 58 años, con una mediana de 62 años, el 73% de las intervenciones fueron realizadas en mujeres. Se realizaron 30 (55%) cierres percutáneos de CIA y 25 (45%) cierres de FOP, se presentaron dos complicaciones secundarias al procedimiento 3.6% (reacción alérgica y hematoma hepático), el diámetro del defecto septal fue 15 mm (DE 9),y una mediana de 16 mm, El tamaño del dispositivo implantado fue de 40 mm (DE 3.9 mm) (13 mm y 34 mm). El seguimiento registró un tiempo promedio de 44 meses (DE 28,6), (7-114 meses) con una mediana de 36 meses, no se registraron eventos, la probabilidad de supervivencia de este grupo de pacientes fue del 100% y la probabilidad de muerte fue del 0%.

Diseño del proceso de recobro por prestaciones asistenciales en accidente de trabajo en el Instituto de los Seguros Sociales

el formulario y su aplicación en todos los servicios de urgencias por parte del personal médico y paramédico evitaría tanta tramitología y ahorraría costos en la medida en que no se transcribirían historias clínicas completas

Tratamiento cognitivo-conductual en un caso de estrés postraumático por accidente de tráfico.

Resumen tomado de la revista

Manejo de la comunicación institucional en momentos de crisis: caso del accidente del avión de Petroecuador

Este trabajo de investigación analiza el manejo de los medios de comunicación impresa: periódicos y revistas en momentos de crisis, tomando como contexto el accidente aéreo de una de las aeronaves de Petroecuador. Basados en la teoría y la realidad se construyó una narración cronológica de los hechos contados desde las noticias de prensa publicadas, tomando como base el libro de Eliseo Verón, “Construir el Acontecimiento”. y el análisis con el texto “La Espiral del Silencio” de Elizabeth Noelle-Neumann Luego del análisis narrativo hecho con los periódicos El Comercio, de Quito; el Universo de Guayaquil y la revista Vistazo, por la mayor cobertura que tienen estos medios; se procedió a describir la situación a la par de observar la posibilidad de construir un escenario para la comunicación en momentos de crisis por parte de Petroecuador. Se presentaron sugerencias comunicacionales institucionales a fin de lograr una cobertura más positiva en el tratamiento que dan los medios de comunicación a estos sucesos y accidentes, donde se involucran vidas humanas y como maneja el dolor de los familiares, con lo cual se procuró mostrar una propuesta de comportamiento comunicacional para sus ejecutivos, el departamento de Relaciones Públicas y trabajadores, en caso de que suceda una situación de crisis y tengan que afrontarla.

Validação de conteúdo das intervenções de enfermagem “Ensino: Pré-operatório” e “Ensino: Procedimento/Tratamento” da Classificação das Intervenções de Enfermagem, para procedimento percutâneo em hemodinâmica

Pós-graduação em Enfermagem (mestrado profissional) - FMB

Tratamento percutâneo vs. cirúrgico da persistência do canal arterial em crianças e adolescentes

INTRODUÇÃO: Estudos comparando os métodos percutâneo e cirúrgico no tratamento da persistência do canal arterial (PCA) são raros na literatura. Nosso objetivo foi realizar análise comparativa entre os dois métodos de tratamento da PCA, enfatizando os aspectos de eficácia e morbidade. MÉTODOS: Estudo observacional com 2 coortes de crianças e adolescentes > 5 kg e < 14 anos, portadores de PCA, tratados durante um projeto de avaliação de incorporação de novas tecnologias ao Sistema Único de Saúde (SUS), realizado em um hospital cardiológico de excelência, em parceria com o Ministério da Saúde do Brasil. Foi feita análise prospectiva no grupo percutâneo entre 2009 e 2011 e retrospectiva no grupo cirúrgico entre 2006 e 2011. RESULTADOS: Foram incluídos 80 pacientes no grupo percutâneo (60% do sexo feminino) e 39 no grupo cirúrgico (51% do sexo feminino; P = 0,37). A mediana de idade e de peso dos grupos percutâneo e cirúrgico foi de 39,4 meses vs. 25,5 meses (P = 0,04) e de 14 kg vs. 11,1 kg (P = 0,052), respectivamente. No grupo percutâneo, 78 pacientes (92%) tinham PCA do tipo A e o diâmetro mínimo do canal à angiografia foi de 2,5 ± 1,2 mm. As próteses mais utilizadas foram Amplatzer®, molas de Gianturco e CeraTM. A técnica cirúrgica mais utilizada foi a clipagem. A taxa de sucesso dos procedimentos foi de 100% nos dois grupos. O grupo cirúrgico apresentou maiores taxas de complicação, incluindo quilotórax, infecções, necessidade de hemoderivados, hipertensão arterial sistêmica e uso de opioides, como também maior necessidade de terapia intensiva. A mediana do tempo de internação foi de 1,3 dia no grupo percutâneo e de 7,9 dias no grupo cirúrgico (P < 0,01). À alta hospitalar, as taxas de oclusão foram semelhantes nos dois grupos (91% no grupo percutâneo e 87% no grupo cirúrgico; P = 0,71). CONCLUSÕES: Em decorrência da menor morbidade, do menor tempo de internação e da igual eficácia, o tratamento percutâneo da PCA deve ser considerado a modalidade terapêutica de escolha para pacientes selecionados.

Chernobil. ¿Accidente nuclear o evento político?

[ES] El propósito de esta charla es analizar las circunstancias que dieron lugar al accidente de la Central Nuclear de Chernobil y la reacción que se suscitó como consecuencia del mismo. ¿Estaban la sociedad preparada para ello? ¿Había medidas tomadas para el caso de un accidente de esa envergadura? ¿Podría repetirse un accidente como ese? Para dar respuesta a estas cuestiones se hará un breve repaso sobre el concepto de la contaminación transfronteriza a larga distancia, las medidas de protección radiológica existentes, el accidente: ¿cómo se produjo?, ¿por qué?, para finalizar con las medidas que hubo que poner en marcha después del mismo tanto provisionales como definitivas.

Análisis de Estimación Óptima del Accidente de Pérdida de Refrigerante por Rotura Pequeña de 1”en Cabeza de Vasija en un Reactor tipo PWR

En el año 2002 durante una inspección se localizó una importante corrosión en la cabeza de la vasija de Davis Besse NPP. Si no se hubiera producido esa detección temprana, la corrosión hubiera provocado una pequeña rotura en la cabeza de la vasija. La OECD/NEA consideró la importancia de simular esta secuencia en la instalación experimental ROSA, la cual fue reproducida posteriormente por grupos de investigación internacionales con varios códigos de planta. En este caso el código utilizado para la simulación de las secuencias experimentales es TRACE. Los resultados de este test experimental fueron muy analizados internacionalmente por la gran influencia que dos factores tenía sobre el resultado: las acciones del operador relativas a la despresurización y la detección del descubrimiento del núcleo por los termopares que se encuentran a su salida. El comienzo del inicio de la despresurización del secundario estaba basado en la determinación del descubrimiento del núcleo por la lectura de los temopares de salida del núcleo. En el experimento se registró un retraso importante en la determinación de ese descubrimiento, comenzando la despresurización excesivamente tarde y haciendo necesaria la desactivación de los calentadores que simulan el núcleo del reactor para evitar su daño. Dada las condiciones excesivamente conservadoras del test experimentale, como el fallo de los dos trenes de inyección de alta presión durante todo el transitorio, en las aplicaciones de los experimentos con modelo de Almaraz NPP, se ha optado por reproducir dicho accidente con condiciones más realistas, verificando el impacto en los resultados de la disponibilidad de los trenes de inyección de alta presión o los tiempos de las acciones manuales del operador, como factores más limitantes y estableciendo el diámetro de rotura en 1”

Análisis Integrado de Seguridad de un accidente de SGTR en un reactor nuclear tipo PWR

El accidente de rotura de tubos de un generador de vapor (Steam Generator Tube Rupture, SGTR) en los reactores de agua a presión es uno de los transitorios más exigentes desde el punto de vista de operación. Los transitorios de SGTR son especiales, ya que podría dar lugar a emisiones radiológicas al exterior sin necesidad de daño en el núcleo previo o sin que falle la contención, ya que los SG pueden constituir una vía directa desde el reactor al medio ambiente en este transitorio. En los análisis de seguridad, el SGTR se analiza desde un punto determinista y probabilista, con distintos enfoques con respecto a las acciones del operador y las consecuencias analizadas. Cuando comenzaron los Análisis Deterministas de Seguridad (DSA), la forma de analizar el SGTR fue sin dar crédito a la acción del operador durante los primeros 30 min del transitorio, lo que suponía que el grupo de operación era capaz de detener la fuga por el tubo roto dentro de ese tiempo. Sin embargo, los diferentes casos reales de accidentes de SGTR sucedidos en los EE.UU. y alrededor del mundo demostraron que los operadores pueden emplear más de 30 minutos para detener la fuga en la vida real. Algunas metodologías fueron desarrolladas en los EEUU y en Europa para abordar esa cuestión. En el Análisis Probabilista de Seguridad (PSA), las acciones del operador se tienen en cuenta para diseñar los cabeceros en el árbol de sucesos. Los tiempos disponibles se utilizan para establecer los criterios de éxito para dichos cabeceros. Sin embargo, en una secuencia dinámica como el SGTR, las acciones de un operador son muy dependientes del tiempo disponible por las acciones humanas anteriores. Además, algunas de las secuencias de SGTR puede conducir a la liberación de actividad radiológica al exterior sin daño previo en el núcleo y que no se tienen en cuenta en el APS, ya que desde el punto de vista de la integridad de núcleo son de éxito. Para ello, para analizar todos estos factores, la forma adecuada de analizar este tipo de secuencias pueden ser a través de una metodología que contemple Árboles de Sucesos Dinámicos (Dynamic Event Trees, DET). En esta Tesis Doctoral se compara el impacto en la evolución temporal y la dosis al exterior de la hipótesis más relevantes encontradas en los Análisis Deterministas a nivel mundial. La comparación se realiza con un modelo PWR Westinghouse de tres lazos (CN Almaraz) con el código termohidráulico TRACE, con hipótesis de estimación óptima, pero con hipótesis deterministas como criterio de fallo único o pérdida de energía eléctrica exterior. Las dosis al exterior se calculan con RADTRAD, ya que es uno de los códigos utilizados normalmente para los cálculos de dosis del SGTR. El comportamiento del reactor y las dosis al exterior son muy diversas, según las diferentes hipótesis en cada metodología. Por otra parte, los resultados están bastante lejos de los límites de regulación, pese a los conservadurismos introducidos. En el siguiente paso de la Tesis Doctoral, se ha realizado un análisis de seguridad integrado del SGTR según la metodología ISA, desarrollada por el Consejo de Seguridad Nuclear español (CSN). Para ello, se ha realizado un análisis termo-hidráulico con un modelo de PWR Westinghouse de 3 lazos con el código MAAP. La metodología ISA permite la obtención del árbol de eventos dinámico del SGTR, teniendo en cuenta las incertidumbres en los tiempos de actuación del operador. Las simulaciones se realizaron con SCAIS (sistema de simulación de códigos para la evaluación de la seguridad integrada), que incluye un acoplamiento dinámico con MAAP. Las dosis al exterior se calcularon también con RADTRAD. En los resultados, se han tenido en cuenta, por primera vez en la literatura, las consecuencias de las secuencias en términos no sólo de daños en el núcleo sino de dosis al exterior. Esta tesis doctoral demuestra la necesidad de analizar todas las consecuencias que contribuyen al riesgo en un accidente como el SGTR. Para ello se ha hecho uso de una metodología integrada como ISA-CSN. Con este enfoque, la visión del DSA del SGTR (consecuencias radiológicas) se une con la visión del PSA del SGTR (consecuencias de daño al núcleo) para evaluar el riesgo total del accidente. Abstract Steam Generator Tube Rupture accidents in Pressurized Water Reactors are known to be one of the most demanding transients for the operating crew. SGTR are special transient as they could lead to radiological releases without core damage or containment failure, as they can constitute a direct path to the environment. The SGTR is analyzed from a Deterministic and Probabilistic point of view in the Safety Analysis, although the assumptions of the different approaches regarding the operator actions are quite different. In the beginning of Deterministic Safety Analysis, the way of analyzing the SGTR was not crediting the operator action for the first 30 min of the transient, assuming that the operating crew was able to stop the primary to secondary leakage within that time. However, the different real SGTR accident cases happened in the USA and over the world demonstrated that operators can took more than 30 min to stop the leakage in actual sequences. Some methodologies were raised in the USA and in Europe to cover that issue. In the Probabilistic Safety Analysis, the operator actions are taken into account to set the headers in the event tree. The available times are used to establish the success criteria for the headers. However, in such a dynamic sequence as SGTR, the operator actions are very dependent on the time available left by the other human actions. Moreover, some of the SGTR sequences can lead to offsite doses without previous core damage and they are not taken into account in PSA as from the point of view of core integrity are successful. Therefore, to analyze all this factors, the appropriate way of analyzing that kind of sequences could be through a Dynamic Event Tree methodology. This Thesis compares the impact on transient evolution and the offsite dose of the most relevant hypothesis of the different SGTR analysis included in the Deterministic Safety Analysis. The comparison is done with a PWR Westinghouse three loop model in TRACE code (Almaraz NPP), with best estimate assumptions but including deterministic hypothesis such as single failure criteria or loss of offsite power. The offsite doses are calculated with RADTRAD code, as it is one of the codes normally used for SGTR offsite dose calculations. The behaviour of the reactor and the offsite doses are quite diverse depending on the different assumptions made in each methodology. On the other hand, although the high conservatism, such as the single failure criteria, the results are quite far from the regulatory limits. In the next stage of the Thesis, the Integrated Safety Assessment (ISA) methodology, developed by the Spanish Nuclear Safety Council (CSN), has been applied to a thermohydraulical analysis of a Westinghouse 3-loop PWR plant with the MAAP code. The ISA methodology allows obtaining the SGTR Dynamic Event Tree taking into account the uncertainties on the operator actuation times. Simulations are performed with SCAIS (Simulation Code system for Integrated Safety Assessment), which includes a dynamic coupling with MAAP thermal hydraulic code. The offsite doses are calculated also with RADTRAD. The results shows the consequences of the sequences in terms not only of core damage but of offsite doses. This Thesis shows the need of analyzing all the consequences in an accident such as SGTR. For that, an it has been used an integral methodology like ISA-CSN. With this approach, the DSA vision of the SGTR (radiological consequences) is joined with the PSA vision of the SGTR (core damage consequences) to measure the total risk of the accident.

Análisis de un accidente de rotura de tubos de GV mediante la utilización del SGI de Zorita

En el año 2008 la Universidad Politécnica de Madrid y la empresa Gas Natural Fenosa firmaron un acuerdo por el que se creaba el Aula José Cabrera en el Departamento de Ingeniería Nuclear de la UPM. Dicho aula cuenta con el simulador gráfico interactivo de la central nuclear José Cabrera, que es un simulador de alcance total de una central nuclear PWR de un lazo. El objetivo de la ponencia es demostrar la gran aplicación didáctica que tiene dicho aula. El simulador es una herramienta de uso interactivo para trabajo individual o en grupo con los alumnos. Dentro de la asignatura de “Fiabilidad y Análisis del Riesgo” del Máster Ciencia y Tecnología Nuclear de la ETSII-UPM, se propuso la realización de un árbol de eventos para un accidente propuesto por los alumnos. El trabajo que se presenta en esta ponencia ha consistido en el análisis del accidente de rotura de tubos en el generador de vapor usando el simulador gráfico interactivo.