MONITOREO PERSONAL EN EL SERVICIO DE: MEDICINA

NUCLEAR, TOMOGRAFIA AXIAL COMPUTADA Y RAYOS X, DEL HOSPITAL ANGEL H. ROFFO. Realizado por: Bernardo A. Pentke. Comisión Nacional de Energía Atómica. Laboratorio de Dosimetría Externa. Jefe: Ing. Horacio Sanchez. Año: 2003.

1- Detectores. a) Detectores termoluminiscentes.

- Descripción del fenómeno. - Curva de termoluminiscencia Glow. - El detector termoluminiscente como dosímetro. - Ventajas de los dosímetros termoluminiscentes. - Desventajas de los dosímetros termoluminiscentes.

b) Instrumentación asociada. c) Instructivo de buen uso de dosímetros termoluminiscentes

- ¿Que es un dosímetro?. - ¿Quiénes deben usar dosímetro y por que?. - ¿En que parte del cuerpo debe colocarse el dosímetro?. - ¿Cuántos dosímetros debe usar?. - ¿Cual es la periodicidad del recambio del TLD?. - ¿Cuándo debe usar el dosímetro?. - ¿Cómo actuar en caso de extravio?. - ¿Cómo actuar en caso de retiro de personal o traslado del centro

definitivo?. - ¿Conductas impropias en el uso del dosímetro?.

d) Procesamiento de los dosímetros termoluminiscentes en el laboratorio de dosimetría externa de la CNEA. - Procesamiento. - Lectura. - Equipo lector. - Especificaciones técnicas del lector. - Procedimiento de lectura. - Proceso de recocido. - Procesamiento de la información.

2- Exposición ocupacional en medicina nuclear:

a) Introducción. b) Monitoraje personal. c) Norma AR 8.2.4. de uso de fuentes radiactivas no selladas en

instalaciones de medicina nuclear.Vigilancia radiológica de áreas, individual.

- Instalación. 3- Exposición ocupacional en rayos X.

a) Equipos e instalaciones. b) Clasificación del área de trabajo.

c) Dosimetría personal. d) Dispositivos de protección radiológica. e) Calibración de instrumentos. f) Según las normas relativas a la instalación y funcionamiento de equipos generadores de Rayos X. g) Dosis máximas permisibles. h) Radiación y distancia. i) Radiación y tiempo. J) Los factores que influyen en la dosis del operador en condiciones de radiografía.

3- Efectos de las radiaciones. 5- Discriminación de las dosis obtenidas de personal ocupacionalmente expuesto en

el Instituto: Angel Roffo.

a) Medicina Nuclear. b) Rayos X.

6- Conclusiones.

Introducción: En la actualidad, la medicina es la fuente más importante de exposición del

hombre a la radiación artificial. De hecho, en muchos países es responsable de casi toda la dosis recibida de fuentes artificiales.

La radiación es utilizada tanto para diagnosticar como para tratar enfermedades. Los conocidos aparatos de rayos X constituyen una de las herramientas más útiles al servicio de los médicos, a la vez que se desarrollan y extienden nuevas y complejas técnicas de diagnóstico basadas en el empleo de radioisótopos. La radiación es también paradojicamente, uno de los medios fundamentales para combatir el cancer.

Puede decirse, en principio, que la irradiación médica es beneficiosa, aunque al parecer las personas reciben a menudo dosis innecesariamente elevadas que pueden ser reducidas considerablemente sin pérdida alguna de eficiencia. Es más, el beneficio de tal reducción sería grande, dada la alta proporción de las dosis producidas por fuentes artificiales debida al empleo de la radiación en medicina.

La utilización de rayos X en diagnóstico es, en la práctica, la forma más común de irradiación médica. En los ultimos años se han producido avances técnicos que, si se aplican correctamente, deberían reducir las dósis innecesarias de radiación recibidas por los pacientes examinados.

La tomografía computada, puede ser considerada como el mayor adelanto en la utilización de la radiación para el diagnóstico desde que Roentgen descubrió los rayos X.

Los radioisótopos son empleados para estudiar diversos procesos orgánicos y para localizar tumores. Su utilización se ha incrementado extraordinariamente, pero todavía es mucho menos frecuente que los exámenes de rayos X.

Asimismo, existen en el mundo miles de equipos de radioterapia. Se utilizan en el tratamiento del cáncer mediante la irradiación de los tejidos malignos para tratar de matar las células tumorales. Las dosis administradas a pacientes son elevadas, pero generalmente son recibidas por personas con una esperanza de vida relativamente corta y consecuentemente con baja probabilidad de tener hijos. El número de pacientes es comparativamente bajo. Los cientos de miles de dosis bajas originadas en exámenes de rayos X superan ampliamente en importancia a los miles de dosis altas suministradas a los enfermos de cáncer.

Desde el punto de vista dosimétrico resulta necesario estimar, con fines de protección radiológica, la dosis efectiva que recibe un trabajador en un dado campo de radiación. La evaluación de la dosis efectiva requiere en principio el conocimiento detallado de la dosis equivalente media en varios órganos y/o tejidos del cuerpo. Dado que estas magnitudes son difíciles de conocer e imposible de medir durante las prácticas con radiaciones, es necesario disponer de métodos alternativos para su estimación.

El problema de evaluar adecuadamente las dosis efectiva, E, tiene dos

posibles soluciones: A partir de magnitudes físcas, tales como Kerma en aire o fluencia de energía. A partir de magnitudes operacionales de uso práctico en protección

radiológica de la irradiación externa (la dosis equivalente ambiental y la dosis equivalente personal.

MONITOREO PERSONAL EN EL SERVICIO DE: MEDICINA NUCLEAR, TOMOGRAFIA AXIAL COMPUTADA Y RAYOS X, DEL HOSPITAL ANGEL H. ROFFO. DETECTORES DE RADIACION. Las radiaciones ionizantes, por su naturaleza, requieren para su detección del empleo de dispositivos adecuados denominados genéricamente sistemas detectores. Estos dispositivos ponen en evidencia la presencia de un campo de radiaciones, mediante la generación de algún tipo de señal que resulte inteligible para el observador, brindándole consecuentemente información cualitativa o cuantitativa acerca de las radiaciones de interés. Gaseosos Por ionización Semiconductores Inmediatos Por Excitación Centelleo Detectores Film fotográfico Por ionización Retardados Termoluminiscente Por Excitación Radioluminiscente a) DETECTORES TERMOLUMINISCENTES. Los detectores termoluminiscentes (TLD, en inglés Thermoluminiscence Dosimetry) son detectores pasivos e integradores que permiten realizar la determinación de dosis y discriminar las componentes de distintos campos de radiación. El fundamento de su uso está basado en el fenómeno de luminiscencia. Descripción del fenómeno. La luminiscencia es el proceso de emisión de radiación óptica de un material por causas no térmicas, que presentan algunas sustancias dieléctricas o semiconductoras en determinadas condiciones de excitación. Los medios de excitación, en el fenómeno general de la luminiscencia, son diversos, por ejemplo:

• Fotoluminiscencia producida por la interacción de fotones ópticos (ultravioleta,

visibles, infrarrojo). • Triboluminiscencia originada por movimientos mecánicos. • Quimioluminiscencia debida a la entrega a la red de energía que surge de las

reacciones químicas. • Electroluminiscencia originada por la energía transmitida por un campo eléctrico. En la luminiscencia se distinguen dos subclases: la fluorescencia y la fosforescencia. Su distinción se realiza en general en función de su cinética de decremento, rápida para la fluorescencia con ocurrencia de una emisión en tiempos del orden de t<10ns y lenta para la fosforescencia t>10ns. La excitación luminiscente involucra la transferencia de energía a los electrones y su desplazamiento a un nivel más alto de energía. La transición de electrones directamente de un estado metaestable (Trampa) al estado fundamental esta prohibido. La fosforescencia es fuertemente dependiente de la temperatura, el sistema vuelve al equilibrio con una entrega adicional de energía. La termoluminiscencia se puede interpretar como una fosforescencia acelerada por el aumento de temperatura. Curva de termoluminiscencia glow. El proceso de liberación que precede directamente a la observación de la señal luminosa se indica en la figura a): Figura a)

Se muestra la probabilidad de escape (probabilidad de que los electrones se liberen de las trampas) en función de la temperatura del cristal. A baja temperatura esta probabilidad es casi nula. Los portadores de carga no tienen suficiente energía cinética par escapar del pozo de potencial de los centros trampa. A medida que se incrementa la temperatura, la probabilidad de liberación también aumenta y una fracción de los portadores de carga llega a los centros de recombinación. La intensidad luminosa llega a un máximo y luego disminuye debido al decremento en la población de cargas atrapadas. La intensidad luminosa vs. Curva de temperatura está controlada por la liberación de los portadores de carga de las trampas y no por las propiedades de los centros de luminiscencia. Si el cristal contiene más de un tipo de trampa (vg. En LiF:Mg,Ti aproximadamente se identifican 10 a 11 picos glow por encima de la temperatura ambiente) este proceso se repetirá, donde, en cada tipo de trampa la curva Glow va a ser caracterizada por la temperatura de la máxima emisión de luz T, la profundidad de la trampa ó energía de activación E y el factor de frecuencia s que indica la probabilidad de escape del pozo de potencial. El detector termoluminiscente como dosímetro. Los dosímetros más utilizados son LiF, CaF2:Mn y Dy;CaSo4(Dy); y Li2B4O7 entre otros. Se describirán brevemente las propiedades del LiF:Mg,Ti puesto que es el dosímetro más difundido. Existen varios dosímetros termoluminiscentes de LiF sólo varían sus concentraciones isotópicas, vg-TLD-700 99,993% de Li7 o el caso del TLD-600 con 95,62% de Li6. El TLD-600 y el TLD-700 presentan similar respuesta frente a radiación X y gamma así como una marcada diferencia para neutrones, este par es una buena herramienta para la evaluación en campos mixtos. Se presenta en la figura b) y c) las curvas glow correspondientes a ambos detectores , sacadas en un equipo lector Harshaw3500 para irradiaciones en campos gamma. Es aproximadamente tejido equivalente para radiación X y δ con un máximo de sobrelectura de 1,3 a 1,4 en 20KeV-30KeV. Es resistente al ataque químico y levemente soluble en agua. Presenta como mínimo seis picos entre la temperatura ambiente normal y 300°C. Las alturas absolutas y relativas de los picos de la curva glow dependen del LET de la radiación. La respuesta de dosis absoluta es lineal entre 3Gy a 10Gy dependiendo de la forma del dosímetro. A dosis absorbidas muy altas mayores a 10Gy produce un daño por radiación permanente y una pérdida irreversible de sensibilidad. Fading (pérdida de información) del orden de 5% al año. Figura b)

Figura c) Ventajas de los dosímetros termoluminiscentes: • Son de pequeñas dimensiones por lo que pueden ser utilizados en lugares muy

reducidos (10mg aproximadamente son suficientes para su uso en la mayoría de los casos).

• Son utilizados en un amplio rango de dosis (10µGy-100KGy). • El número atómico de la mayoría de los detectores es similar al del tejido

equivalente y es exactamente tejido equivalente para el caso de Li2B4O7 (Mn). • La persistencia de la señal termoluminiscente por largos períodos permite la

medición en el momento conveniente, luego de la irradiación. Esto es de particular importancia en el caso de dosimetría personal y ambiental.

• La eficiencia termoluminiscente es independiente de la temperatura de irradiación (en condiciones normales de trabajo) (hecho que no sucede en otro tipo de dosímetro, por ej. los dosímetros químicos).

• Se pueden obtener precisiones mejores al 3% (eventualmente 1 o 2% en sistemas optimizados) para dosis en el rango de 0,1mGy a 10Gy (suficiente en la mayoría de aplicaciones de radioterapia, radiobiológicas y de dosimetría personal).

• Los dosímetros personales son insensibles a la mayoría de los agentes ambientales (humedad, luz, la mayoría de los vapores de laboratorio, etc.).

• La señal termoluminiscente es relativamente simple de evaluar y lleva a la automatización del método.

• Pueden ser utilizados en varias formas para la medición de la mayoría de los tipos de radiación, con la posibilidad de la discriminación en campos mixtos tales como beta-gamma (β-δ) o neutrón-gamma (n-δ).

• Son dosímetros portatiles. Son ideales para el monitoraje de extremidades. • Su lectura es rápida (<30s) y no requiere procesos de laboratorio. • Pueden ser reusados docenas o cientos de veces con solo pequeños cambios en

su eficiencia. • Disponibilidad de distintos tipos de dosímetros con diferentes sensibilidades a

neutrones térmicos: TLD-700 (LiF7 99,993%); TLD100 (93%LiF7 y 7% LiF6);TLD-600 96%LiF).

Desventajas de lo dosímetros termoluminiscentes: • No es un dosímetro absoluto, necesita su calibración en un campo de referencia

patrón, con el consiguiente incremento del error. • Efectos de superficie. Varios mecanismos independientes de la superficie pueden

afectar la sensibilidad TL. Los más importantes son los cambios en la transmisión luminosa debido a la contaminación, rayaduras y a la absorción gaseosa que puede alterar la eficiencia intrínseca o dar lugar a señales no inducidas por radiación.

• Inhomogeneidad del lote: La eficiencia TL así como su respuesta dependen en gran medida en la distribución espacial de la concentración de trampas. Como los efectos son dependientes de las impurezas en un nivel de partes por millón así como, en menor medida, de su historia radiante y térmica, es muy difícil fijar las propiedades de un material TL. Esto conduce a efectos de lote o bach. Para obtener una optima presición se deben realizar calibraciones individuales de cada dosímetro.

• Los dosímetros irradiados no mantienen permanentemente toda la información entregada, dando como resultado una pérdida gradual de la señal latente termoluminiscente (en inglés FADING). Este hecho debe ser corregido conociendo cual es la pérdida de información en función del tiempo o en su efecto adoptándose tratamientos térmicos previos a la evaluación.

• “Memoria” de la radiación e historia térmica: La sensibilidad puede tanto aumentar como disminuir después de recibir una dosis grande de radiación. A veces es posible restituir la sensibilidad original luego de varios tratamientos térmicos, en su defecto los dosímetros involucrados son descartados del batch.

• Pérdida de la información: El método de la obtención de la información es destructivo, si por algún motivo (vg. Mal funcionamiento del fototubo) la lectura no es recibida por el sistema, la información de ese dosímetro se pierde.

b) Instrumentación asociada. Las componentes esenciales de un equipo lector son: el sistema de calentamiento controlado y el sistema detector de la luz emitida y su posterior conversión en una señal eléctrica. El material termoluminiscente es colocado en una plancheta o bandeja que es calentada normalmente por efecto Joule (calentamiento resistivo). En algunos casos el calentamiento se realiza por gas caliente ó radiación de radiofrecuencia. Para reducir la señal no inducida por la radiación (tribo ó quimioluminiscencia) los TLD son calentados en una atmósfera inerte durante su lectura, en general, de gas nitrógeno. La temperatura de la plancheta de calentamiento está controlada por una termocupla solidaria a la misma. La luz emitida por el TLD pasa a través de un sistema óptico que consiste en una lente colectora y un filtro infrarrojo que focaliza la luz en el fotocátodo del fotomultiplicador. El fotomultiplicador debe ser elegido de forma tal que presente su máxima eficiencia a las longitudes de onda (emitidas por la muestra) involucradas en la medición. Existen dos técnicas básicas para evaluar la señal de luz emitida por la muestra, la integración de carga y el contaje de fotones en forma individual. En esta última, el pulso del fotomultiplicador (debido a una interacción simple del fotón TL con el fotocátodo) es nuevamente amplificada e introducida a través de un discriminador rápido (para eliminar los ruidos de pulsos dinódicos) antes de ser analizados por un analizador multicanal en el modo multiescala. En esta técnica, la curva glow se conforma en el número de fotones contados en función del tiempo. Los parámetros importantes que deben ser tomados en cuenta ante la lectura de un dosímetro termoluminiscente son: • La alta tensión que alimenta el fototubo. • La temperatura máxima a la que debe llegar la muestra. • La velocidad de calentamiento. • El tiempo de lectura o de integración de luz emitida. • El flujo de nitrógeno. La elección de estos parámetros depende del tipo de lector termoluminiscente a utilizar. c) INSTRUCTIVO DE BUEN USO DE DOSIMETROS TERMOLUMINISCENTES INTRODUCCION: La determinación de dosis a los trabajadores ocupacionalmente expuestos a fuentes externas de radiación constituye parte integral de cualquier programa de protección de la radiación y contribuye a lograr una seguridad aceptable y condiciones radiológicas satisfactorias en el lugar de trabajo. Considerando la importancia que reviste la correcta utilización de los dosímetros, por el personal, el Departamento de Dosimetría externa e irradiación pone a la consideración de los usuarios del servicio este trabajo que a través de la respuesta a las preguntas más comunes que puede formularse, ser una introducción a la cultura de utilización correcta de los dosímetros.

1. ¿QUÉ ES UN DOSIMETRO? Es un instrumento pasivo, consistente de uno o mas detectores integrados que presentan una propiedad medible al ser expuesto a radiaciones ionizantes, el cual debe ser montado en un porta adecuado para ser colocado en el cuerpo de la persona o colocado en el ambiente de trabajo con el propósito de determinar la dosis equivalente del personal expuesto a radiaciones. 2. ¿QUIÉNES DEBEN USAR DOSIMETRO Y PORQUE? La norma básica de seguridad radiológica (AR 10.1.1) emitida por la Autoridad Reguladora Nuclear (ARN), establece que se debe realizar el monitoraje dosimétrico individual del personal cuando este trabaja de una forma rutinaria en zona controlada. En el caso de trabajadores de zonas supervisadas es conveniente que se realice el monitoraje dosimétrico individual cuando esté expuesto a radiación externa, como parte de buenas prácticas de laboratorio. 3. ¿EN QUE PARTE DEL CUERPO DEBE COLOCARSE EL DOSIMETRO? Como norma de aplicación general: El dosímetro siempre será colocado en la zona del cuerpo donde se prevea la más alta exposición del trabajador a la radiación externa. - Para monitoreo de cuerpo entero, en la mayoría de los casos, es suficiente la

utilización de un único dosímetro, en la parte anterior del tronco del individuo,¨entre los hombros y el pecho.

- Para dosimetría de extremidades, especialmente en manos, un único dosímetro debe ser suficiente siempre y cuando el dosímetro esté colocado en el dedo más expuesto y de frente a la fuente.

- Para obtener una mejor estimación de la dosis recibida en un campo de radiación no homogéneo, es útil que los trabajadores porten dosímetros adicionales en otras partes del cuerpo.

- En el caso que la radiación incidente sea de atrás(posterior)(Ejemplo: conductor de un vehículo que transporta material radiactivo), el dosímetro debe ser colocado en la espalda del conductor.

- Para instituciones médicas, en procedimientos que involucren diagnóstico radiológico y prácticas intervencionistas, los trabajadores deben portar delantales protectores que tengan una cantidad recomendada de plomo equivalente (delantales plomados), tal que la mayor parte del tronco este blindada de la radiación.

- En estos casos un dosímetro personal debe estar colocado por debajo del delantal del individuo (en la parte correspondiente al tronco) y otro detector debe ser colocado fuera y por encima del delantal, en otra parte no blindada del cuerpo.

4. ¿CUÁNTOS DOSIMETROS DEBE USAR? En campos de radiación donde la radiación fotónica es importante, para un amplio rango de energías fotónicas y gamma un único dosímetro tipo 7LiF:Ti:Mg, es suficiente dado que este exhibe una adecuada dependencia con la energía. Si está sometido a campos mixtos la radiación neutronica requiere un detector adicional que esta colocado dentro del portadosímetro. En los casos en que la dosis máxima en extremidades se supone que sea al menos 10 veces la dosis en la superficie del cuerpo entero uno o más dosímetros deben ser usados en el área donde se suponga que se recibirá la mayor dosis. 5. ¿CUÁL ES LA PERIODICIDAD DEL RECAMBIO DEL TLD? La periodicidad de lectura del TLD en situaciones de trabajo normal, es mensual. El dosímetro debe ser entregado al departamento de Dosimetría externa e irradiación, por cada área en la primera semana del mes. En situaciones de irradiaciones anormal, sospechada por el trabajador, el dosímetro debe ser leído en el día. 6. ¿CUÁNDO DEBE USAR EL DOSIMETRO? Debe usar el dosímetro durante la realización de las prácticas dentro de su área. No debe utilizarlo cuando se traslade de un área a otra dentro de la institución, ni sacarlo fuera de esta. Cuando se traslada a otra área dentro de la CNEA debe utilizar el detector que le habilita esa área. Cuando el dosímetro no se encuentre en uso debe permanecer en un lugar visible identificado como tal dentro del lugar de trabajo. Se debe preveer que no existan fuentes de radiación cercanas al lugar donde se colocan los dosímetros cuando no están en uso, ni altas temperaturas o condiciones de humedad. Es conveniente verificar siempre que el dosímetro que va a utilizar se corresponda con su identificación personal, descartando que pertenezca a otra persona. 7. ¿QUÉ SIGNIFICA EL EXTRAVIO DE UN DOSIMETRO? En estos casos se pierde el detector, el cual tiene un costo asociado y lo que es aún más importante se pierde la información que este almacena, con lo cual no es posible realizar la estimación de la dosis equivalente personal en este período, quedando interrumpida la historia radiológica del trabajador expuesto a radiaciones. 8. ¿CÓMO ACTUAR EN CASO DE EXTRAVIO? El trabajador debe informar al jefe primario de la instalación y al oficial de radioprotección de la novedad. Los cuales son los encargados de realizar la solicitud de otro dosímetro al departamento de Dosimetría externa e irradiación.

9. ¿CÓMO ACTUAR EN EL CASO DE RETIRO DE PERSONAL O TRASLADO DEL CENTRO DEFINITIVO? El usuario de TLD debe entregar el detector al oficial de radioprotección de su área. El cual es el encargado de enviarlo a este departamento. 10. ¿CONDUCTAS IMPROPIAS EN EL USO DEL DOSIMETRO? - Violar la integridad del dosímetro o del portadosímetro. - Cambiar la etiqueta del dosímetro. - Utilizar el dosímetro de otra persona. - Trasladarse de un área a otra con el portadosímetro. - Exponer a fuentes de calor intensas o a humedad el dosímetro. - Exponer a sustancias químicas el dosímetro. - Extraviar el dosímetro. - Almacenar el dosímetro cerca de fuentes de radiación. d) PROCESAMIENTOS DE LOS DOSIMETROS TERMOLUMINISCENTES EN EL

LABORATORIO DE DOSIMETRIA EXTERNA DE LA CNEA. 1. Se reciben alrededor del día 10 de cada mes las vainas que contienen los

dosímetros correspondientes al mes anterior. 2. Son clasificardos por área y planilla en mano se chequea que todos los dosímetros que se enviaron vengan de vuelta, caso contrario se hace constar en la planilla con una indicación de “N/C”. En el caso de que alguna área se envíe dosímetros correspondientes a meses anteriores al del procesamiento se los agrega al final de la planilla en forma manual y haciendo constar en “Observaciones” el mes a que corresponden. 3. Tomada un area cualquiera con sus vainas sobre la mesa de trabajo se les va extrayendo los cristales. Aquí también se constata lupa en mano que el número que tiene grabado el mismo coincida con el de su correspondiente portacristal. Para esta tarea se utilizan pinzas de precisión y cajas de Petris. Los cristales se van colocando alineados en la caja de Petris siguiendo el orden que tenía en las planillas. LECTURA DE LOS DOSIMETROS TERMOLUMINISCENTES HARSHAW TLD 700 . Para efectuar la lectura de los dosímetros se deben cumplimentar los siguientes pasos previos: 1. Se enciende el equipo y se abre el tubo de nitrógeno hasta que el manómetro

indique 1,2 l/min. 2. Se ubican en una Petri todos los dosimetros involucrados. 3. Se coloca la Petri en el horno a 100°C durante 20 minutos. 4. Luego de haber realizado este tratamiento térmico y habiendo transcurrido 120

minutos de encendido, se procede a la lectura.

EQUIPO LECTOR Este esta compuesto principalmente por un sistema de calentamiento controlado y el sistema detector de luz emitida para su posterior conversión en una señal eléctrica. En la figura se muestra un esquema del mismo. El material termoluminiscente es colocado en una plancheta o bandeja para su calentamiento en una atmósfera inerte de gas (Nitrógeno) durante su lectura. La temperatura de la plancheta de calentamiento esta controlada por una termocupla solidaria a la misma. La luz emitida por el TLD pasa a través de un sistema óptico que consiste en una lente colectora que focaliza la luz en el fotocátodo del fotomultiplicador. El lector posee un filtro infrarrojo colocado entre la lente y el fotocátodo. Figura d)

ESPECIFICACIONES TECNICAS DEL LECTOR - Modo de operación manual. - Capacidad: 1 TLD por carga. - Adecuado para uso con dosímetro tipo de formato(chips, rods, microcubos o

polvo) para protección radiológica y/o dosimetría ambiental. - Utilización de gas N2 presurizado a 2bar . - Alimentación de 220V y corriente alterna de 60Hz. - Opciones para fijar el perfil de calentamiento de las muestras de 15 a 400°C. - El software de operación es bajo Windows que permite programar los perfiles de

temperatura, realizar las lecturas, almacenarlas e imprimir los resultados por impresoras estándares, así como la visualización e impresión de las curvas de luminiscencias (glow).

- Incluirá una interfáz tipo RS-232. - Linealidad del sistema de detección de luz <1%. - Estabilidad del sistema de detección de luz <1,0µGy. - Estabilidad del test de luz <0,5%. - Sustracción automática de fondo. - La precisión del control del sistema de calentamiento es ±1°C, la temperatura

máxima es ≥ 600°C, la temperatura de precalentamiento de 15 a 400 grados celsius, tiempo de preheat de 0 a 999seg, la temperatura de adquisición programable en el rango 15 a 400°C, la rampa de calentamiento de 1°C/seg a 50°C/seg y la temperatura de precocido sea variable en el rango de 15 a 400°C.

- Las unidades de medición del equipo son: nC, mrad, mrem, mGy, Gy, µSv, mSv, Sv.

- Fuente de alto voltaje de 500V a 1200V, y estabilidad de la fuente de alto voltaje ±0,005.

PROCEDIMIENTO DE LECTURA 1. Se ingresa al programa WinREMS. 2. Se abre el Workspaces a utilizar. 3. Aceptando los parametros de adquisición y la rampa de calentamiento prefijados

se ingresa a Lectura de Dosimetros (Read Dosimeters). 4. Se debe ingresar la identificación del grupo que se va a leer.(N°area y fecha) 5. Verificación del equipo:

- Las verificaciones del equipo se realizan con 2,25 l/min de flujo de nitrógeno. Las indicaciones de posicionamiento del "drawer" se deben observar en la pantalla asi como la indicación de gas on. - Se realizan 10 mediciones de la corriente oscura del fototubo (PMT NOISE),

ubicando el drawer a mitad de camino (Between). Rango de trabajo 0,050-0,060 nC.

- Se realizan 10 mediciones verificando la luz de prueba (TEST LIGHT). Rango de trabajo 290-295 nC.

- Se realizan 10 mediciones sin TLD y luego su comienza la medición de estos.

- Cada 50 mediciones el equipo solicita una verificación de el PMT NOISE y el TEST LIGHT.

Figura e) AMBIENT: Temperatura ambiental PREHEAT TEMP: Temperatura de precalentamiento TEMPERATURE RAMP RATE: Rampa de calentamiento MAX TEMP RATE: Máxima temperatura de calentamiento MAX TEMP: Temperatura máxima ANNEAL TEMP: Temperatura de borrado PREHEAT: Precalentamiento ACQUISITION: Adquisición ANNEAL: Borrado TIME: Tiempo en segundos Perfil de temperatura utilizado: Incremento: 10°C/seg. Máxima temperatura: 300°C.

Región de interés TLD tipo 7LiF: canal 62-139. Estudio de las curvas Glow:

- Selecciono SEACH-RESPONSE DATABASE - Selecciono el grupo de dosímetros (N° de area y fecha lectura) y observo el

STANDARD REPORT. - Alli puedo seleccionar el dosímetro de interés y observar los valores de las

regiones de interés. - Para observar la curva Glow (Curva de emisión), selecciono: VIEW-GLOW

CURVES. PROCESO DE RECOCIDO 1.Todos los cristales, a medida que se van leyendo se colocan en sus respectivas cajas con alojamientos para 100 cristales. Así se tienen cajas para los dosímetros marcados con 1801-1900 otra para 1901-2000, etc. 2.Se comienza la preparación de los dosímetros para el mes siguiente contando la cantidad de dosìmetros a preparar: dosímetros habituales + altas - bajas. Habitualmente se toma como valor los del mes en curso más el agregado de unos 10 ó 15 cristales más. 3. Conocido el número aproximado de dosímetros a emplear se busca que con el menor número de cajas llegar a completar la totalidad requerida. Las cajas nunca están completas porque hay dosímetros de una partida que no se devuelven o se han extraviado. 4. Seleccionados el stock a procesarse se los va acondicionando en una caja de Petris uno al lado del otro ordenados por números. 5. Se colocan toda la partida de cristales seleccionados en la caja y se realiza el cocido en la mufla a 400ºC durante una hora . 6.Luego del cocido, la partida de cristales se pasa a una estufa de secado con una temperatura de 100ºC durante 3 horas. 7. Cuando los cristales adquieran la temperatura ambiente estarán en condiciones de ser usados para el recambio. 8. Los cristales se encapsulan nuevamente según la cantidad de usuarios .Otros 9 TLDs quedas guardados y serán empleados como fondo. 9. El paso final es entregarlos a las distintas áreas el primer día hábil del mes, con lo que se completa el ciclo. PROCESAMIENTO DE LA INFORMACION Se toman las planillas donde se anotaron los números de cuentas correspondientes a la región de interés (ROI) de los detectores y se verifica en forma individual que el pico observado halla sido correctamente integrado. Esto comprende: 1. El pico se encuentre dentro de la zona de interés. 2. El fondo del dosimetro sea el correcto. 3. La forma de la curva sea la correcta.

Luego se obtiene la lectura neta de cada dosimetro dividiendo la lectura medida por el correspondiente factor de sensibilidad. Estas valores se introducen en el programa de cálculo de dosis, para luego confeccionar los informes. En el informe figura: 1. Lugar de trabajo. 2. Nombre y apellido. 3. Instalación donde se utiliza el dosimetro personal. 4. Período de uso del dosimetro personal. 5. Dosis equivalente personal, Hp(d), a las profundidades correspondientes. 6. Error estimado. 7. Valor mínimo de dosis equivalente personal a informar. 8. Fecha de emisión del informe. 9. Nombre y firma del responsable del informe. Aclaración Item 5: Dosis equivalente individual,Hp(d). Es la dosis equivalente en tejido muscular, a la profundidad apropiada d, bajo un punto especificado en la superficie del cuerpo. En todos los casos de aplicación de las magnitudes de dosis equivalente ambiental e individual, se debe indicar la profundidad d en milímetros a que se la refiere. Para la piel y órganos superficiales se recomienda d=0,07mm, para cristalino d= 3mm, mientras que para órganos y tejidos profundos y estimación de la dosis efectiva, se adopta d= 10mm. 2) EXPOSICION OCUPACIONAL EN MEDICINA NUCLEAR. a) INTRODUCCION.

Las sustancias radiactivas son emisores de energía predecibles y continuos. La energía emitida puede serlo en la forma de partículas alfa (α), partículas beta (β) y rayos gamma (δ). La interacción entre estas radiaciones y la materia puede, en ciertas circunstancias, dar lugar a la emisión de rayos X y neutrones.

Los rayos gamma y X consisten en entidades físicas denominadas fotones

que se comportan como partículas colisionando con otras partículas cuando interaccionan con la materia. Sin embargo, los fotones en grandes cantidades se comportan, en conjunto, como ondas de radio o luminosas. Cuando más corta es su longitud de onda, más alta es la energía de cada fotón. La energía de los rayos gamma y su capacidad para penetrar la materia se debe a que sus longitudes de onda son mucho más cortas.

Instalaciones Médicas: Las instalaciones médicas que utilicen fuentes radiactivas no encapsuladas con fines diagnósticos o terapéuticos deben contar con un programa de protección que comprenda las exposiciones de trabajadores basándose en los tres principios fundamentales de las protección radiológica: Justificación: “No se debería adoptar ninguna práctica que suponga la exposición a radiaciones salvo que dicha práctica implique un beneficio neto para los individuos expuestos o para la sociedad, suficiente como para compensar el detrimento que causa”. Optimización: ”... tanto la magnitud de las dosis individuales como el número de personas expuestas y la probabilidad que se produzca una exposición – cuando no exista certeza sobre la ocurrencia de la misma -se deberán mantener tan bajos como sea razonablemente alcanzable, teniendo en cuenta factores económicos y sociales”. Límite de dosis: ”La exposición de individuos que resulte de la combinación de todas las prácticas pertinentes debería estar sujeta a límites de dosis, o a algún mecanismo de control de riesgo en el caso de exposiciones potenciales. La finalidad de tales controles es asegurar que ningún individuo sea expuesto a riesgos de irradiación considerados inaceptables para dichas prácticas bajo circunstancias normales...”. Las dosis de radiación que reciban los trabajadores expuestos, en una dada instalación o práctica de medicina nuclear, no podrán superar el valor de 20 mSv/año. La restricción es aplicable al personal que cumpla una jornada laboral de ocho horas. Cuando la jornada laboral sea menor deberá aplicarse la parte proporcional al valor establecido. Un programa de protección radiológica para aplicaciones médicas de fuentes abiertas deberá considerar aspectos de protección desde la recepción del material radiactivo hasta la gestión y/o disposición de los residuos radiactivos. El paciente al que se le haya administrado material radiactivo deberá ser también considerado como una fuente de radiación. Por lo tanto el programa deberá incluir: • Procedimientos para la recepción y almacenamiento seguro del material

radiactivo así como un adecuado registro de contabilidad de las fuentes de radiación.

• Procedimiento para el manipuleo del material radiactivo en el laboratorio de radiofarmacia, en el área de administración de radiofármacos y en las etapas diagnósticas y clínicas.

• Procedimientos para la disposición de los residuos radiactivos de acuerdo con los requerimientos de la Autoridad Regulatoria.

• Monitoraje personal y de área. • Registros. • Control de equipamiento. • Procedimientos de emergencia. • Procedimientos de garantía de calidad en todas las etapas de la práctica.

A fines de identificar las medidas de protección que son necesarias en un departamento de medicina nuclear un método práctico consiste en realizar una clasificación de la instalación sobre la base de riesgo. El parámetro primario que determine el riesgo será la actividad total empleada y en segundo lugar la radiotoxicidad de los radionucleidos a emplear y el tipo de operación que se lleven a cabo. Los riesgos asociados a esta práctica son la irradiación externa y la contaminación interna (por ingestión o inhalación). b) MONITORAJE PERSONAL. Los objetivos del monitoraje son: la detección de los posibles apartamientos de los procedimientos operativos correctos, la determinación de cualquier pérdida de control sobre las fuentes resultante de fallas en la contención del material radiactivo y la prevención de la dispersión de la contaminación que no solo puede contribuir a exposiciones indeseadas de las personas, sino que también puede afectar el funcionamiento de equipos de medición de bajo fondo. Un objetivo adicional del monitoraje es el de proveer información que contribuya a la definición o previsión de procedimientos operativos. Monitoraje personal. El personal de un servicio de medicina nuclear que trabaja rutinariamente en contacto con material radiactivo en tareas de radiofarmacia, administración de dosis, atención de pacientes que han recibido radiofármacos, etc., debe contar con dosimetría personal, mediante dosímetros (film, TLD) de cuerpo entero y de extremidades en los casos que corresponda. c) LA NORMA AR 8.2.4. DE USO DE FUENTES RADIACTIVAS NO SELLADAS EN INSTALACIONES DE MEDICINA NUCLEAR. VIGILANCIA RADIOLOGICA Vigilancia Radiológica de Areas. • Debe contarse con un programa de vigilancia radiológica destinado a mantener

los niveles de radiación y contaminación tan bajos como sea razonablemente alcanzable y que contemple, como mínimo, lo siguiente.

• El monitoreo periódico de la radiación ambiental y la contaminación superficial en todas las áreas de la instalación en las que se emplee material radiactivo y de todos los objetos que pudieran resultar contaminados con material radiactivo (guardapolvos, pinzas, material reutilizable, portajeringas, portamuestra del “activímetro”, etc.).

• El monitoreo de la contaminación superficial en aquellas áreas en que no se emplea material radiactivo cuando se sospeche el arrastre incidental de dicha contaminación.

Vigilancia Radiológica Individual. • Debe llevarse a cabo el control dosimétrico individual de los trabajadores en los

casos que corresponda. • El responsable debe determinar la nómina de los trabajadores afectados al

control dosimétrico individual. El personal que realiza tareas de elución. Fraccionamiento, administración o cualquier otra tarea relacionada con la manipulación de radionucleidos, debe contar, además, con dosímetro de mano.

• El dosímetro personal de cada trabajador debe ser de uso exclusivo en cada instalación de medicina nuclear.

• La dosimetría personal sólo podrá ser llevada a cabo por aquello servicios de dosimetría que participen en ejercicios periódicos de intercomparación afectados por organismos reconocidos por la Autoridad Regulatoria.

• Debe vigilarse la contaminación interna del personal que realiza rutinariamente tareas con radionucleidos que puedan dar lugar a una incorporación, con una frecuencia adecuada a la carga de trabajo o cuando se sospeche la existencia de una contaminación resultante de una situación anormal.

• Las dosis individuales deben computarse e informarse al personal en forma mensual. El titular de la licencia de operación debe entregar a cada persona sujeta a disimetría individual, cuando deje de prestar servicio en la instalación de medicina nuclear, una certificación de la dosis individual recibida en cada año de trabajo en dicha instalación.

INSTALACION. La instalación debe contar como mínimo con: Un local exclusivo (cuarto de preparados o “cuarto caliente”) para la separación de los radionucleidos, que deberá contar con materiales de construcción, dimenciones y blindajes apropiados, y con áreas debidamente separadas y señalizadas para el almacenamiento de material radiactivo y el almacenamiento transitorio de los residuos radiactivos. • Un local destinado a la administración de radionucleidos al paciente. • Un local con dimensiones apropiadas para cada equipo de medicina nuclear. • Una sala de espera con un área exclusiva y debidamente delimitada, para

pacientes a los cuales se les hayan administrado radionuleidos con fines de diagnóstico.

• Un cuarto de baño exclusivo para pacientes a los cuales se les haya administrado radionucleidos.

Instalación del Hospital Angel H. Roffo. Sector: Medicina Nuclear. Equipamiento: • El activímetro destinado a medir la actividad a ser administrada a cada paciente.

Su uso esta destinado a la medición exacta y precisa de la actividad que se administrará al paciente para la realización del estudio o tratamiento. Se trata de una cámara de ionización gaseosa tipo pozo dentro de la cual se introduce el material radiactivo para su medición. La actividad del material radiactivo se mide en función de la corriente de ionización producida por las radiaciones emitidas por el radioisotopo que interactua con el gas.

• Detector de radiación destinado a medir las tasas de exposición y las posibles contaminaciones.

• Brazo de captación y centellografo lineal: para la medición “in vivo”, con su escalimetro y/o espectrometro asociado para diagnóstico con Yodo.

• Dos cámaras Gamma con su sistema de computación asociado. 3) EXPOSICION OCUPACIONAL EN RAYOS X. a) EQUIPOS E INSTALACIONES. A los fines establecidos en la ley 17557 se entenderá por equipos destinados a la generación de rayos X a los siguientes: • Equipos para radiodiagnóstico médico (radioscopía y radiografía) estáticos,

móviles y portátiles. • Equipos para radiodiagnóstico dental. • Equipos para raditerapia superficial intermedia y profunda. • Equipos convencionales para cualquier otro uso industrial o de investigación

(estudios metalográficos, de medición de redes cristalográficas, de espesores y de densidades, de irradiación, etc.)

Las instalaciones que utilicen equipos de radiodiagnóstico deberán contar con un programa de protección radiológica que, basándose en los criterios de justificación de la práctica, optimización de la protección y limitación de dosis tenga en cuenta, al menos, los siguientes aspectos: b) CLASIFICACION DEL AREA DE TRABAJO. Todas las salas de rayos x, donde se realizan los estudios y procedimientos,deberán ser consideradas como zona controlada. Se puede considerar como zona supervisada aquella que se ubica detrás de la consola de control, siempre y cuando esta se encuentre fuera de la sala de rayos x.

c)DOSIMETRIA PERSONAL. Los trabajadores de la zona controlada y todo personal que participe en los estudios y procedimientos radiológicos debe tener un control dosimétrico personal obligatorio. El dosímetro personal deberá ser utilizado por el trabajador durante el desempeño de sus tareas en la instalación, sin poder retirarlo de la misma. La resolución N°2680/68 contiene la reglamentación referida específicamente a la dosimetría personal. d) DISPOSITIVOS DE PROTECCION RADIOLOGICA. La sala de rayos x debe contar con elementos de protección radiológica necesarios para los estudios previstos en la misma. En los servicios con unidades de fluoroscopía se deberá contar con un mandril plomado, un par de guantes plomados y un protector de tiroides por cada sala, como mínimo. En los casos de unidades de hemodinamia y procedimientos intervencionistas, se debera contar con una vestimenta plomada, anteojos plomados, protector de tiroides por cada persona que participe en el procedimiento o con cortina plomada transparente (pantalla de protección suspendida) como sustitución a los dos últimos dispositivos. Los espesores mínimos de los dispositivos de protección personal son: 0.25 mm equivalente en plomo para radiación dispersa. 0.50 mm equivalente en plomo para haz primario o radiación dispersa en procedimientos especiales. e) CALIBRACION DE INSTRUMENTOS. El correcto funcionamiento de lo equipos para medición de dosis y tasa de dosis deberá ser verificado periódicamente. Los instrumentos de medición deberán calibrarse regularmente en un laboratorio de calibración dosimétrica. f) Según las NORMAS RELATIVAS A LA INSTALACION Y FUNCIONAMIENTO DE EQUIPOS GENERADORES DE RAYOS X. VII. Dosimetría Personal: Art.21 Toda persona afectada al manejo y utilización de equipos destinados a la generación de rayos x, salvo en aquellas instalaciones en que la autoridad de Salud Nacional indique expresamente lo contrario, deberá utilizar un sistema de dosimetría personal aprobado por dicha autoridad a fin de determinar y evaluar las dosis de radiación a que se halle expuesta. Art.22 El responsable de cada instalación, de acuerdo a la definición dada en el art.33, deberá informar a la autoridad de Salud Pública, en la oportunidad indicada en los artículos 4 y 10 del presente decreto, el detalle d las personas que deberán utilizar dosímetro personal de acuerdo a lo establecido en el artículo 21. Toda

modificación referente a estos datos que se produzca en lo sucesivo, deberá ser inmediatamente comunicado a la autoridad de Salud Pública. Art.23 El servicio de dosimetría personal a que se refiere este capítulo será prestado, de acuerdo a las normas que oportunamente dicte al efecto la autoridad nacional de Salud Pública, por la correspondiente autoridad de Salud Pública o por las entidades oficiales o privadas con quienes se convenga esta prestación. Art.24 El servicio de dosimetría personal no será obligatorio en tanto no se encuentren habilitadas de acuerdo al presente decreto las instalaciones en que se desempeñe el personal señalado en el artículo 21. Art.25 El responsable de la instalación asignará a cada persona comprendida en el artículo 21 un dosímetro cuya utilización se dispondrá en forma que permita la individualización de las dosis a comunicar de acuerdo al artículo 26. Art.26 La correspondiente autoridad de Salud Pública informará en términos periódicos y regulares que no excedan de un trimestre, al responsable de cada instalación, las dosis acumuladas por cada uno de los dosímetros asignados a su personal, de acuerdo a la información proveniente del servicio de dosimetría a que se refiere el artículo 23. Art.27 El responsable de la instalación llevará actualizado un registro, de acuerdo al modelo que establecerá para todo el país la autoridad de Salud Pública, en el que se consignarán las dosis de radiación individual que se le comuniquen de acuerdo al artículo 26. Dicho registro podrá ser consultado por el personal interesado, estará a disposición de la autoridad de Salud Pública que solicite su contralor y deberá ser conservado durante treinta años en perfectas condiciones. En caso de cesar el funcionamiento de la instalación, el registro correspondiente será remitido a la correspondiente autoridad de Salud Pública para su archivo durante el tiempo que falte para completar el plazo indicado. Art.28 La no utilización o la utilización indebida de los dosímetros durante el horario de trabajo determinará la aplicación de sanciones por parte de la correspondiente autoridad de Salud Pública. Art.29 La autoridad nacional de Salud Pública proveerá a cada persona directamente vinculada con tareas en las instalaciones a que se refiere este decreto, de una cartilla individual para el registro de las dosis de radiación recibidas. Art.30 Los corresponsales de cada instalación deberán exigir al personal de su dependencia la presentación de la cartilla mencionada en el artículo 29 y serán responsables de mantenerla actualizada asentando los valores que para cada persona les sean comunicados de acuerdo al artículo 26 coincidentemente con los datos que registre según las disposiciones del artículo 27. Art.31 Dichas cartillas podrán ser exigidas para su contralor por la autoridad sanitaria.

g) DOSIS MAXIMAS PERMISIBLES: 4.1.1. Dosis máximas permisibles para aquellas personas que, en razón de sus tareas habituales, resultaren expuestas a Rayos X: a) Para irradiación uniforme de todo el cuerpo o en particular de gónadas y órganos hematopoyéticos: 50mSv/año. b) Para irradiación de extremidades: 750 mSv/año. c) Para irradiación localizada de cualquier otro sector del organismo: 150 mSv/año. 4.1.2. Sin perjuicio del punto a) del párrafo 4.1.1. y con excepción de lo que se establece en 4.1.3.podrá aceptarse que en un trimestre calendario el personal reciba una dosis de hasta 30 mSv. 4.1.3 Para el personal femenino en edad de procreación la irradiación a que se refiere el punto a) del párrafo 4.1.1 estará limitada a 12,5 mSv por trimestre calendario. Toda mujer en estado de gravidez deberá notificarlo, mediante certificación médica, al responsable de la instalación donde realice sus tareas. A partir de este momento y hasta el parto, la dosis total en el feto no deberá ser superior a 10 mSv. 4.2. Exposición accidental. La dosis máxima permisible para los miembros de la población no directamente vinculados a tareas que impliquen exposición ocupacional y que, por razones de proximidad, pudieran incidentalmente resultar irradiados, es de 5 mSv/año. h) RADIACION Y DISTANCIA. La radiación ionizante en el aire se propaga en linea recta. En estas circunstancias la radiación es emitida por una fuente radiactiva en direcciones diverventes y la tasa de dosis disminuye en proporción inversa al cuadrado de la distancia medida desde la fuente. Por ejemplo: Si la tasa de dosis medida a un metro es de 400µSv/h; La tasa de dosis esperada a 2m será de 100µSv/h; La tasa de dosis esperada a 10m será de 4µSv/h. i) RADIACION Y TIEMPO. La dosis de radiación es proporcional al tiempo pasado en el campo de radiación. El trabajo en el área de radiación debe ser realizarse rápida y eficientemente. Es importante que los trabajadores no se distraigan en otras tareas ni en conversaciones. Sin embargo, un trabajo demasiado rápido puede provocar errores. Debido a esto el trabajo se prolonga más, lo que se traduce a mayor exposición.

J) LOS FACTORES QUE INFLUYEN EN LA DOSIS DEL OPERADOR EN CONDICIONES DE RADIOGRAFIA. • Dosis incidente sobre el dispersor • Distancia del dispersor-técnico • La relación entre áreas • El ángulo de dispersión • Masa y material del dispersor • Kv • mA Observaciones: Si varía el Kv, con los otros parámetros constantes se observa que los rayos

emitidos con mayor kilovoltaje son mas duros, con mayor potencia. La energía esta asociada a la dureza del rayo.

A mayor Kv, mayor dosis. La relación es exponencial. Si varío la intensidad no varía la dureza (la energía), sino que varía la

corriente, o sea que varía la intensidad. La intensidad esta asociada con la corriente y con el tiempo.

A mayor mAs, mayor dosis. La relación es lineal. La dosis varía con la inversa de la distancia al cuadrado. Al variar el tamaño de campo no se observa una variación en la dosis en

paciente, pero se observa una variación en la dosis en el técnico. A mayor tamaño de campo mayor dosis dispersada. Es una relación lineal.

Influencia de la radiación dispersa: Origen: efecto Compton. - La radiación dispersa tiene cualquier dirección. - Rayos más duros, menor dispersión. - Aumenta la dispersión con el espesor del objeto. Paciente gordo, mayor

dispersión. - Si aumentamos el campo del haz hay mayor dispersión. Para disminuir la radiación dispersa hay dos métodos: - Reducción del campo: colimador. - Reducción de fotones dispersados: grillas.

4) EFECTOS DE LAS RADIACIONES: Los usos industriales y médicos de las radiaciones no presentan riesgos sustanciales para los trabajadores y no deben dar lugar para esos trabajadores a una exposición a las radiaciones que alcance un nivel que se considere inaceptable. Los posibles efectos de las radiaciones que han sido estudiados por los órganos internacionales (por ejemplo, la Comisión Internacional de Protección Radiológica, el Organismo Internacional de Energía Atómica) son:

• Efectos a corto plazo tales como quemaduras de la piel y cataratas en los ojos. • Efectos a largo plazo tales como un aumento de la predisposición a la leucemia y

a los cánceres sólidos. • Efectos hereditarios. Las actuales recomendaciones en materia de limitaciones de dosis figuran en el Vol. N°9 de la Colección Seguridad del OIEA. En resumen, esas recomendaciones son las siguientes: No debe realizarse una aplicación de radiaciones a menos que este justificada. Todas las dosis deben reducirse al valor más bajo que sea posible, teniendo en cuenta los factores económicos y sociales. En cualquier caso, toda las dosis deben mantenerse por debajo de los límites de dosis. Examen de la evidencia de cáncer inducido en humanos tras exposición a dosis bajas. ICRP-60. Recomendaciones 1990. Comisión internacional de protección radiológica. Los factores de riesgo obtenidos de los supervivientes japoneses de las bombas atómicas (y para este tema, también frecuentemente de las poblaciones irradiadas por motivos terapéuticos) están relacionados con la exposición a dosis elevadas y altas tasas de dosis. Una de las mayores incertidumbres en la estimación de la probabilidad de inducción de cáncer a dosis bajas reside en la extrapolación de esta información a circunstancias de dosis bajas, a menudo a bajas tasas de dosis (por ej. unos pocos mGy /año) que son muy frecuentes en la protección radiológica rutinaria. Esto se hace habitualmente aplicando un factor de eficacia de dosis y tasa de dosis que reduce el coeficiente de riesgo por unidad de dosis obtenido de la exposición a dosis altas y altas tasas de dosis. Sería un valor incalculable si se dispusiera directamente de información cuantificable de la exposición del hombre a dosis bajas. En la literatura existen numerosos estudios de exposición a dosis bajas. Pese a que no es tarea fácil, es útil agrupar dichos estudios según categorías. En cualquier caso, las categorías pueden incluir: • Estudios de personas expuestas a fuentes nucleares tales como la lluvia

radiaciva, la presencia de pruebas de armas atómicas o alrededor de reactores. Estos incluyen estudios bien documentados de personas en algunos condados de Utah, en que se creía demostrar una mayor incidencia de leucemia tras la lluvia radiactiva procedente de pruebas de armas (Lyon, 1979; Machado, 1987), de veteranos de EE.UU. y el Reino Unido expuestos durante las pruebas de armas y ulteriormente examinados para la detección de incidencia de cáncer (Cadwell, 1983; Robinette and Jablon, 1983; Jablon 1987; Darby, 1988) y de los grupos d leucemia que parecen haberse observado en las cercanías de emplazamientos nucleares de Reino Unido, acerca de los cuales se ha escrito mucho recientemente (Black, 1984 Cook-Mozaffari,1989; de los trabajadores de astilleros (Najarian and Colton, 1978; Rinsky,1981; Stern, 1986); de trabajadores del Atomic Weapons Estabishment del Reino Unido y UKAEA Beral, 1985, 1988);

y un estudio reciente de los trabajadores de la Unión Soviética implicados en dosis relativamente altas (Wainson, 1990).

• Exposiciones Fetales durante procedimientos diagnósticos con rayos X en la

madre. Se han continuado los estudios originales (Stewart, 1958; Mac Mahon, 1962) tras la aparición de información adicional (Kneale y Stewart, 1980; Monson y Mac Mahon, 1984). También han sido reevaluados (Bithel y Stiller, 1988) y se han realizado estudios adicionales (Harvey, 1985).

• Pobleciones irradiadas por tratamiento médico, por ejemplo el tratamiento por

rayos X suministrado a los pacintes aquejados de tiña capitis, en los cuales otros órganos, como el tiroides o la mama, sufrieron irradiación como consecuencia del tratamiento (Modan, 1989).

• Estudios de áreas de alto fondo natural de radiación en la India (Goval-Ayengar,

1971), en Brasil (Baricinski,1975), en Colorado, Denver (NAS, 1980) y en China (Wang, 1990; Wei, 1990)

Los estudios sobre las dosis bajas tienen la ventaja que no requieren factores inciertos de reducción de dosis y que las características de la población en el grupo de estudio pueden ser más apropiadas que en algunos de los grupos altamente expuestos. Sin embargo, se pueden producir errores de interpretación debido a diversos problemas y fuentes de error. Estas incluyen una o más de las siguientes: (a) tamaño pequeño de la muestra, (b) carencia de controles adecuados, (c) efectos extraños diferentes a los producidos por la radiación, (d) dosimetría inadecuada, (e) factores asociados de carácter confuso y (f) aportaciones “positivas” o sea, carencia de aportaciones de resultados negativos. Además raramente está disponible un rango de dosis que permita establecer la fuerza de la asociación. Algunos de estos problemas también se producen en estudios de dosis altas pero, en estas circunstancias, su importancia es menor. Debería prestarse especial atención, en estos estudios a dosis bajas, a la importancia crítica del tamaño de la muestra, a la relación señal ruido y a la carencia de información de factores inductores de confusión (Land, 1980). Estas fuentes de error en la interpretación se tratan con mas detalle, así como muchos de los estudios por sí mismos. Algunos de los estudios de dosis bajas (Beral,1985; Gilbert, 1989) proporcionan estimaciones de riesgo, pero con unos límites de confianza bastante amplios que incluyen, sin embargo, los valores derivados de los estudios a dosis altas, así como el valor cero o inferior. En l estudio reciente de los trabajadores soviéticos (Wainson, 1990), se pueden obtener riesgos relativos, que son bastante similares a aquéllos procedentes de los estudios de dosis altas. Una proporción significativa de los estudios sobre dosis bajas determina unas estimaciones más altas, para algunos cánceres de localizaciones específicas, que las derivadas de los estudios de dosis altas. Mucho de estas estimaciones son, indudablemente, inconsistentes, debido a uno o varios de los problemas metodológicos tratados anteriormente. No obstante, algunos permanecen incomprensibles. Por otro lado, alguno de los estudio citados muestran carencias significativas en cuanto a la respuesta en ciertas localizaciones en relación a las estimaciones de riesgo obtenidas de los datos de dosis elevadas. Incluso algunos muestran correlaciones negativas ente la inducción de cáncer (todos los cánceres y en algunas localizaciones determinadas) y la dosis en el rango de dosis bajas. Cabe

añadir el hecho que muchos estudios negativos no son publicados. Resumiendo, ninguno de los hallazgos para localizaciones específicas son suficientemente importantes como para proveer una base cuantitativa que permita reevaluar las estimaciones actuales de la probabilidad de cáncer mortal procedentes de los estudios de dosis altas. 5) DISCRIMINACION DE LAS DOSIS OBTENIDAS DEL PERSONAL

OCUPACIONALMENTE EXPUESTO EN EL INSTITUTO ANGEL ROFFO.

a) MEDICINA NUCLEAR. Informes Medicina Nuclear: 4536 4535 4553 4581 4633

b) RAYOS X. Informes Rayos X: 4613 4612 4653

I

SUMATORIA DE LAS DOSIS DE LOS INFORMES EMITIDOS.

MES Medicina Nuclear Rayos X Personal Hp(10) Personal Hp(10) ENERO 8 2.49 0 0 FEBRERO 12 1.11 0 0 MARZO 10 2.05 19 <0.10 ABRIL 10 2.4 19 4.56 MAYO 11 1.87 19 1.12 Lecturas 51 57 Dosis Total 9.92 5.68 Dosis Promedio Mensual 0.19 mSv 0.10 mSv

Dosis Máxima Individual 0.91 mSv 4.56 mSv Mes de ocurrencia Marzo Abril 6) CONCLUSIONES: Se puede observar que las dosis están por debajo de los límites establecidos. Límites: En Medicina Nuclear el límite de dosis efectiva es 20 milisievert en un año. Este valor debe ser considerado como el promedio en cinco años consecutivos (100 milisievert en 5 años, no pudiendo excederse 50 milisievert en un único año. En Rayos X la irradiación uniforme de todo el cuerpo no puede exceder 50 milisievert por año. No obstante, la dosis de 4,56 mSv recibida en el mes de abril en Rayos X, es una dosis alta, comparativamente con la historia dosimétrica del sector,lo que justificaría el seguimiento de la práctica. En el mes de mayo en Rayos X, se observa una dosis de 1,2 mSv correspondiente a Guidi, Marta quien el último mes utilizó el dosímetro por encima del delantal plomado. Evidenciando la existencia de dosis. Como hallazgo se considera la sala del seriógrafo como la de mayor dosis dentro del sector. Comprobándose mediante la utilización de dosímetros de área.

Bibliografía: Curso de protección radiológica. Nivel técnico. Organizado por Autoridad Reguladora Nuclear. República Argentina. Curso de Post-Grado en protección radiológica y seguridad nuclear. Organizado por Autoridad Reguladora Nuclear, Universidad de Buenos Aires - Facultad de Ingeniería y Ministerio de salud. República Argentina. ICRP-60. Recomndaciones 1990. Comisión Internacional de Protección Radiológica. Normas relativas a la instalación y funcionamiento de equipos generadores de rayos X. Ministerio de Salud. Poder Ejecutivo Nacional. República Argentina. Norma: AR 8.2.4. Uso de fuentes radiactivas no selladas en instalaciones de Medicina Nuclear. Autoridad Reguladora Nuclear. Presidencia de la Nación. Norma IRAM 3684. Seguridad Radiológica. Servicios de dosimetría personal para la irradiación externa. Radiación: dosis, efectos, riesgos. Sociedad Argentina de Radioprotección. República Argentina. Radioprotección en aplicaciones médicas de las radiaciones ionizantes. Editado por la Cámara de Instituciones de Diagnóstico Médico. Autoridad Reguladora Nuclear. República Argentina.